el aprovisionamiento de uranio - sne.es · sumario 3 editorial 5 entrevista germán...

ENTREVISTA:

Nº 294 marzo 2009

EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO

Director Financiero y de Aprovisionamiento de Uranio de Enusa

Germán GARCÍA-CALDERÓN

SUMARIO

3 EDITORIAL

5 ENTREVISTA Germán GARCÍA-CALDERÓN ROMEO. Director Financiero y de Aprovisionamiento de Uranio de Enusa

EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO 8 ¿Hay suficiente uranio? Francisco Tarín.

11 La industria del uranio enriquecido en el mundo y su preparación para el posible renacimiento nuclear. Ramón Almoguera y Jesús A. Antón.

15 Un vistazo al mercado del uranio: fundamentos del mercado y posición de AREVA. Agnes d’Aleman y Daniel de Lorenzo.

18 Evolución de los mercados de uranio enriquecido. Unos mercados en optimista transición. Lourdes Guzmán.

23 Reactores nucleares de hace 2000 millones de años y las constantes del universo. Guillermo Sánchez.

28 MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL 28 Fusión: Desarrollo de herramientas para la simulación por elementos finitos del transporte de tritio en el diseño de envolturas regeneradoras en ITER Santiago Terrón, Franck Gabriel, Carlos Moreno, AlbertoAbánades y Luis Ángel Sedano

32 Póster: igración y retención de hidrógeno en la aleación de cobre “ITER-grade” Glidcop Al-25. G. A. Esteban, G. Alberro, I. Peñalva, A. Peña, F. Legarda y B. Riccardi.

36 Comunicación: Los cuentos de Jauja y España lOOxlOO renovable. Miguel Millán

41 SECCIONES FIJAS

NÚMERO 294. MARZO 2009

Campoamor, 17, 1.° - 28004 MADRID Tels.: 91 308 63 18/62 89Fax: 91 308 63 44e mail: [email protected] http:// www.sne.org.es JUNTA DIRECTIVAPresidente: José Emeterio GUTIÉRREZ ELSO. Vicepresidente: Lola MORALES DORADO.Tesorero: Julio BLANCO ZURRO. Secretario General: José Luis ELVIRO PEÑA.Vocales: Javier BRIME GONZÁLEZ, Luis DEL VAL HERNÁNDEZ, José GARCÍA AYCART, Enrique M. GONZÁLEZ ROMERO, Carmelo PALACIOS ESTEBAN, Jesús SÁNCHEZ ALVAREZ-CAMPANA, Carmen VALLEJO DESVIAT y Alfío VIDAL ÁLVAREZ-OSSORIO.

COMISIÓN TÉCNICAPresidente: Juan BROS TORRAS. Vocales: Ángel BENITO RUBIO, Mariano CARRETER ULECIA, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Francisco MARTÍN-FUERTES HERNÁNDEZ, Luis MARTÍNEZ ANTÓN, Juan MUÑOZ BLASCO, Javier RIVEROLA GURRUCHAGA, Luis ULLOA ALLONES, Sergio VIDAECHEA MONTES y José VICENTE ZURIAGA RODRÍGUEZ.

COMISIÓN AULA-CLUB / PROGRAMASPresidente: Alberto ABÁNADES VELASCO.Vocales: Francisco DÍAZ DE LA CRUZ, José Luís ELVIRO PEÑA, Ignacio FERNÁNDEZ HERRERO, Jesús GÓMEZ SANTAMARÍA, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Pablo T. LEÓN LÓPEZ, Enrique PASTOR CALVO, José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ, Manuel PRIETO URBANO, Aurelio SALA CANDELA, Carmen VALLEJO DESVIAT. COMISIÓN DE PUBLICACIONESPresidente: José LÓPEZ JIMÉNEZ.Vocales: José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, Diana CUERVO GÓMEZ, Daniel DE LORENZO, Isabel GÓMEZ BERNAL, Alberto LÓPEZ RUIPÉREZ, José Luis MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO, Teresa PALACIO ALLER, Lucía ROUCES, Luis PALACIOS SÚNICO, Matilde PELEGRÍ TORRES, y Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ .

COMISIÓN JÓVENES NUCLEARESPresidente: José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ.Vice-presidente: Miguel MILLÁN LÓPEZ.Vocales: Francisco ÁLVAREZ VELARDE, Gonzalo ARMENGOL GARCÍA, Gerardo DEL CAZ ESTESO, Manuel FERNÁNDEZ ORDÓÑEZ, Rafael RUBIO MONTAÑA y Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ.

COMISIÓN DE TERMINOLOGÍAPresidente: Luis PALACIOS SÚNICO.Vocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ, Eugeni BARANDALLA CORRONS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ, José COBIÁN ROA y Ramón REVUELTA LAPIQUE.

COMISIÓN WINPresidente: Inés GALLEGOVocales: Carolina AHNERT, Magdalena GÁLVEZ, Isabel GÓMEZ, Ma Teresa LÓPEZ CARBONELL, Aurora MARTÍNEZ ESPARZA, Matilde PELEGRÍ, Trinidad PÉREZ ALCAÑIZ, Ma Luisa PÉREZ-GRIFFO, Ma Luz TEJEDA y Concepción TOCA.

COMITÉ ORGANIZADOR 35 REUNIÓN ANUALPresidente: Luis DEL VAL HERNÁNDEZ.Tesorero: José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ.Secretario: Julio BELINCHÓN VERGARA.Presidenta Comité Técnico: Marina RODRÍGUEZ ALCALÁ.Vocales: Gonzalo ARMENGOL GARCÍA, Gustavo BOLLINI MARAGGI, Francisco CULEBRAS GARCÍA, SERGIO M. DÍAZ AGUADO, José Luis ELVIRO PEÑA, Aurora Concepción ESPIGA SANZ, Manuel FAJARDO JIMENA, Miguel ÁNGEL GALÁN MONTALVO, María Isabel GÁLVEZ PALERO, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES y Javier VILLAR VERA .

Edita SENDA EDITORIAL, S.A.

Directora: MATILDE PELEGRÍ Consejero de Redacción: COMISIÓN DE PUBLICACIONES DE LA SNE - Traducciones Inglés: SARA L. SMITH Diseño y Maqueta: CLARA TRIGO y JOSÉ RIBERA - Administración y suscripciones: LOLA PATIÑO c/ Isla de Saipán, 47. 28035 MADRIDPhone: (34) 91 373 47 50 • Fax: (34) 91 316 91 77 • e mail: [email protected] Suscripción: España: 115€ + IVA - Europa: 225€ Otros: 230€

Imprime: IMGRAF, S.L. Depósito legal: M-22.829/1982 - ISSN: 1137-2885

SOCIEDADNUCLEARESPAÑOLA

ENTIDADDE UTILIDAD

PÚBLICA

Nuclear España no se hace responsable de las opiniones vertidas por los autores. Ningún artículo puede ser reproducido sin autorización expresa del editor.

SOCIOS COLECTIVOS

ACCENTURE S.L.ACCIONA INFRAESTRUCTURAS, S.A.AMARA, S.A.APPLUS NORCONTROL S.L.U.AREVA NCAREVA NPASOC. NUCLEAR ASCO-VANDELLOS IICANTAREY GAMESA ELECTRIC S.A.UCEGELEC, S.A.CC. NN. ALMARAZ-TRILLO AIECESPA CONTENCIEMATCOLEGIO INGENIEROS CAMINOS Y PUERTOSCOLEGIO N. INGENIEROS ICAICOPISA INDUSTRIAL S.A.EMPRESARIOS AGRUPADOS, AIE

ENDESA GENERACION S.A.ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS S.AENWESA OPERACIONES, S.A.EPRIEQUIPOS NUCLEARES, S.A.EULEN S.A.EXPRESS TRUCKFUNDACION INASMETGE-HITACHI NUCLEAR ENERGY INTERNATIONALGEOCISAGLOBAL ENERGY SERVICES SIEMSAHELGESON SCIENTIFIC SERVICEHIDROELECTRICA DEL CANTABRICOIBERDROLA GENERACION IBERDROLA INGENIERIA Y CONSTRUCCION SAUINGECIBER S.A.INGENIERIA IDOM INTERNACIONAL

INITEC NUCLEAR S.A.INYPSALOGÍSTICA Y ACONDICIONAMIENTOS INDUSTRIALES SAUMAESSAMONCOBRA, S.A.NUCLENORPROINSAPROSEGURPRYSMIAN CABLES Y SISTEMAS, S.L.SENER INGENIERIA Y SISTEMASTECNASATECNATOM, S.A.TECNICAS REUNIDAS S.A.UNESAUNION FENOSA GENERACIONVECTOR & WELLHEADS ENGINEERINGWESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDENWESTINGHOUSE TECHNOLOGY SERVICES

Esta publicación está asociada a la AEEPP, que a su vez es miembro de FIPP, FAEP y CEOE.

NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 1La fotografía de la portada corresponde a una mina de uranio canadiense propiedad de AREVA.© AREVA

EDITORIAL

ENTREVISTA:

Nº 294 marzo 2009

��

��

��

La fortaleza de las centrales nucleares frente a otros sistemas de generación de energía eléctrica reside en las ex-

cepcionales características del uranio como combustible. El uso masivo de este mine-ral, que suministra el 16 % de la electricidad mundial y el 20 % de la española, es objeto de análisis en un momento como el presente en el que se vislumbra un renacimiento de la energía nuclear de fisión a escala mundial.

Una mirada a la problemática del uranio nos lleva a reconsiderar aspectos generales que van desde su abundancia, costes, segu-ridad de suministro..., hasta finalmente su carácter no contaminante. El conjunto de ellos justifica el empleo de este combustible y el papel esencial de la energía nuclear en el mix energético de la mayoría de los países industrializados del mundo, incluida España.

Abundancia. De las tres fases de que cons-ta este tipo de combustible (minería, enrique-cimiento y fabricación), sólo la primera está sujeta a disponibilidad del recurso natural, las otras dos gozan de capacidad mundial de producción suficientemente adaptada a la posible demanda. Al ritmo de consumo actual hay reservas de uranio para muchos decenios. Aun en el caso de un rápido au-mento del parque mundial de centrales nu-cleares, la mayor demanda de materia prima estimularía la producción y no tardarían en aparecer nuevas reservas a largo plazo, pues, en última instancia, las reservas aseguradas dependen del precio de mercado.

Y si a pesar de todo, imagináramos un escenario lejano con riesgo de alcanzarse el final de las reservas mundiales, quedaría la opción del reprocesamiento del combustible, lo que alargaría en varios órdenes de magni-tud el plazo de disponibilidad debido a una drástica reducción de la tasa de consumo; eso sin hablar de los combustibles nucleares alternativos. Desde hace muchos años la tec-nología de reprocesamiento es una realidad en varios países, y es probable que por razo-nes distintas a la escasez de materia prima se generalice en un futuro no lejano.

Competitividad. Incluso si se diera un rapidísimo crecimiento del parque nuclear mundial y por ello una presión sobre el pre-cio del combustible, la repercusión de éste sobre los costes de generación seguiría sien-do pequeña, pues actualmente importa un 10-15% en términos de costes (excluyendo los del capital) y un 5-7% en términos de precios de venta de la energía. Si la presión sobre los precios viniera causada por el alza general de los precios de los combustibles alternativos (petróleo, carbón, gas) y las materias primas, como ha ocurrido en los dos últimos años, la repercusión relativa en el precio de venta de la energía podría incluso disminuir por aumentar ésta en mayor proporción.

Mercado. Aunque con algunas restricciones, los mercados mundiales de uranio, en sus tres fases, son libres y competitivos, y son diversas las empresas y países que actúan en las tres áreas, la mayoría de ellos fiables desde el punto de vista geopolítico, por lo que no hay que temer por la seguridad de suministro. Además, se da la circunstancia de que el combustible nuclear es fácilmente almacenable en cantida-des estratégicas (vg. cantidad suficiente para operar el parque español durante varios años) por su reducido volumen y coste financiero, razón por la cual se ha llegado a considerar esta tecnología como autóctona a pesar de no tener autosuficiencia nacional total.

España tiene capacidades en minería, abandonadas hace tiempo por su escasa ren-tabilidad a los actuales precios del uranio, y en fabricación, con una instalación muy competitiva en Salamanca, que abastece casi todas las necesidades nacionales y es capaz, además, de exportar una cuota muy importante de su producción. Para cubrir las necesidades nacionales de mineral y enrique-cimiento, las empresas eléctricas españolas y ENUSA constituyeron en 1999 la Comisión de Aprovisionamiento de Uranio (CAU) a modo de “central de compras”, en la que ENUSA actúa como agente comercial por su experiencia y su competencia en estas materias. En la CAU se dictan las políticas de abastecimiento y se decide la cobertura de suministros para el medio y largo plazo (actualmente al menos 5 años), mediante contratos de suministro de mineral y enri-quecimiento.

Sostenibilidad y Medio Ambiente. Diga-mos para terminar que aun no siendo el ura-nio un recurso natural renovable, en sentido estricto, su uso optimizado en las futuras plantas de IV Generación (y sus posibilida-des de reutilización mediante reproceso), nos permite afirmar que la energía nuclear de fisión contribuirá durante muchas gene-raciones a la sostenibilidad como parte de la cesta de generación. Otra ventaja esencial es no producir emisiones de gases de efecto invernadero.

Adicionalmente, los residuos resultantes del combustible nuclear lo son en cantidades muy pequeñas, y su manipulación y almace-namiento están técnicamente resueltos, de forma que quizás podría afirmarse que éste es el único tipo de residuo cuya gestión de por vida está técnicamente resuelta. Asimis-mo, la financiación de su gestión de por vida se sufraga mediante un fondo cuya dotación se carga directamente a la producción, por lo que no se traslada hipoteca alguna a las generaciones futuras. En resumen, la energía nuclear, por el combustible que usa, es no sólo inocua para el medio ambiente sino muy beneficiosa a efectos de la sostenibilidad y ahorro de emisiones de CO2. ■

NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 3

El uranio es el combustible utilizado por una central nuclear en su proceso de producción eléctrica. Esta es, sin duda, una afirmación muy evidente.Sin embargo, son muchos los aspectos que resultan desconocidos del proceso de abastecimiento y del mercado del uranio.Para abordar los detalles de este tema, clave en el sector, viene a las páginas de Nuclear España el Director Financiero y de Aprovisionamiento de Enusa, Germán García-Calderón. Analizamos el mercado del uranio y sus reservas, sin dejar de lado el posible efecto de la crisis en esta materia prima y en el sector en su conjunto.La formación industrial de nuestro entrevistado se complementa claramente con su especialización en el área económica, lo que le permite plantear estos temas con un enfoque especialmente interesante.

Germán García-Calderón RomeoDirector Financiero y de Aprovisionamiento de Uranio de Enusa

ENTREVISTA


Germán García-Calderón Romeo complementa en su actividad profesional las dos áreas de su formación. Ingeniero Industrial por la ETSII de la Universidad Politécnica de Madrid, es también Master en Economía y Dirección de Empresas por el IESE.

Su experiencia se enmarca en el área del combustible nuclear. Fue Director Financiero y de Control de ENUSA, empresa en la que posteriormente ocupó el cargo de Director Comercial, puesto que compaginó con el del Managing Direc-tor del European Fuel Group.

Ha sido también Director Financiero y Miembro del Directorio de EURODIF, así como responsable financiero de la Agencia Espacial Europea.

Germán García-Calderón ha sido presidente del Consejo de EURODIF, Vice-presidente del World Nuclear Fuel Market Association, vocal de la Cámara de Co-mercio Franco-Española de París, y Consejero de la empresa minera COMINAK.

Desde 2001 es Director Financiero y de Aprovisionamiento de uranio de Enusa Industrias Avanzadas. Además, es Vicepresidente del Consejo de EURODIF y Miembro del Comité Consultivo de EURATOM.

SITUACIÓN DE OLIGOPOLIO

Iniciamos la entrevista abordando un as-pecto clave: el mercado del uranio. De la misma forma que la producción de energía de origen nuclear, el mercado del uranio es mundial, como lo afirma Germán García-Calderón. “Una de las características del mercado del uranio es su globalidad, en el que no existen mercados regionales, ni siquiera por continentes.

Sin embargo, sí se divide en mercados distintos, en función de las tres partes que constituyen el proceso de elaboración: concentrado de uranio, conversión y enri-quecimiento. El número de productores y fabricantes en estos tres mercados es muy reducido, por lo que podemos hablar de un oligopolio. Es un mercado poco trans-parente y poco líquido, ya que el número de compradores también es limitado y, por tanto, lo es el número de transacciones”.

EL URANIO

La materia prima como tal, el concentrado del uranio, presenta en la actualidad una situación que nuestro entrevistado califica como ‘peculiar’. “Las transacciones a lar-go plazo se realizan con referencia a un indicador de mercado, y este indicador de mercado no funciona porque no se realizan

transacciones a precios fijos. En este momento existen iniciativas en este sen-tido en el sector, con objeto de resolver esta anomalía.

“En cuanto al precio ‘spot’ del concen-trado de uranio, su funcionamiento y comportamiento es muy parecido al de cualquier otra ‘commodity’ o producto

indiferenciado. Por ejemplo desde el inicio de la crisis, los precios han ido bajando notablemente porque los pro-pietarios del uranio, en muchos casos intermediarios financieros, se han visto obligados a vender con objeto de obte-ner la liquidez que es tan preciada en las empresas en estos tiempos”.

En el coste total de la energía producida por las centrales nucleares, el impacto del incremento del coste del combustible es mínimo ■

6 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009

ENTREVISTA

Carmen Martínez Ten junto a Mohamed ElBaradei, presidente del OIEA.

LA CONVERSIÓN Y EL ENRIQUECIMIENTO

En los mercados de la conversión y del enriquecimiento intervienen, fundamen-talmente, los propietarios de las centra-les nucleares y sus gestores. Por ello, no siguen esta dinámica ya que no están afectados por inversores financieros.

“En el caso del enriquecimiento –afir-ma el director financiero de Enusa– se están produciendo últimamente unas tensiones de precios al alza, ya que está habiendo un cambio tecnológico impor-tante. Se están sustituyendo las instala-ciones de enriquecimiento por difusión gaseosa, por otras de enriquecimiento por centrifugación. Esta transición re-quiere importantes inversiones y plantea alguna incertidumbre que tensiona los precios.

“En este mercado, paradójicamente y contrariamente a lo que pudiera parecer razonable, el producto no está integra-do, las transacciones se realizan por sus tres componentes separadamente, y las compras de uranio ya enriquecido no representan más de un 3 por ciento del total”.

En este número de la revista se publi-ca un artículo, realizado por Lourdes Guzmán, que aborda este mercado y donde se muestra y explica la evolución de los precios de los tres componentes.

LA VARIACIÓN EN EL PRECIO

En los últimos años, el precio final del uranio enriquecido ha crecido notable-mente. “Esto se debe especialmente a la componente del concentrado de uranio, cuyo precio se ha llegado a multiplicar por 10. Sin embargo, considero espe-cialmente relevante destacar que en el conjunto del coste total de una central nuclear, el impacto de este incremento es mínimo ya que el coste del combus-tible representa del orden de un 10 por ciento del coste total de la producción eléctrica de origen nuclear”.

No podemos dejar de pedir al direc-tor financiero de Enusa una previsión de precios a futuro. Sin embargo, su respuesta es clara. “En este mundo en el que cada vez es todo más inespera-do, hacer predicciones no tiene mucho sentido. Yo soy de los que piensa, como Galbraith, que hay dos tipos de per-sonas que predicen; por un lado están las que no saben, y por otro las que no saben que no saben”.

LAS RESERVAS

España, a través de Enusa, está integra-da en diversas entidades relacionadas con el uranio. “Enusa participa finan-cieramente en una importante mina de uranio en la República del Níger, que abastece del orden de un 15 por ciento de las necesidades de las centrales espa-ñolas. Además, también participa en el Consorcio Europeo de Enriquecimien-to de Uranio EURODIF con sede en Paris, y cuya fábrica situada en Tricastin en el sur de Francia tiene capacidad para abastecer entre el 20 y el 25 por ciento de las necesidades mundiales de servicios de enriquecimiento”.

Uno de los aspectos que más preocu-pa a los países es la alta dependencia de fuentes energéticas como el petróleo,

cuya producción está concentrada en pocos países. Esta situación es distinta cuando hablamos de la explotación de las minas de uranio, que están presentes en diversos países. “Los que cuentan con mayores reservas, por orden de impor-tancia, son Australia, Kazastán, Rusia, Canadá, Sudáfrica y Estados Unidos”.

En un momento en el que se habla claramente de un renacimiento de la energía nuclear, y cuando algunos paí-ses tienen ya ambiciosos programas de construcción de centrales, surge la duda de si esas reservas serán suficientes. “En el mundo existen reservas descubiertas suficientes para abastecer de uranio el parque actual de centrales, por un perío-do de más de 80 años. Además, según vaya materializándose el renacimiento nuclear, y mostrando la necesidad de mayores cantidades de uranio, el au-mento de inversiones en exploración obtendrá unos resultados positivos co-mo se ha visto que es el caso de todas las materias primas. Aquí podemos aplicar el principio evangélico de “buscad y ha-llaréis, porque el que busca halla”.

“En relación con este tema de las reservas, hay un artículo de Francisco Tarín en esta revista que aclara sobra-damente lo que estoy comentando. Las posibles dificultades en el desarrollo del renacimiento nuclear no vendrán por escasez del uranio; sus dificultades esta-rán más relacionadas con la aceptación pública, la estabilidad regulatoria y las condiciones financieras”.

Con relación a la producción de ura-nio en España, nuestro país mantuvo una importante actividad de explotación de minas de uranio, que en la actualidad es inexistente, fundamentalmente por ra-zones económicas. “Aunque en cuestio-nes mineras nunca se puede estar seguro al 100 por cien, dado que siempre hay nuevos métodos de exploración cada vez más sofisticados, por el conocimiento de las reservas que tenemos se puede decir que a los precios actuales de largo plazo no se justifica una explotación económi-ca en España. Hay en el mundo muchas minas bastante más ricas y con condicio-nes de explotación muy superiores a las de las reservas en España”.

LA CRISIS Y LA ENERGÍA NUCLEAR

En una entrevista con un claro enfoque económico, no podemos dejar de hacer referencia a la actual crisis en la que es-tamos inmersos; una crisis que, como afirma Germán García-Calderón, tiene componentes muy diversos.

“La crisis que actualmente padecemos, que empezó siendo inmobiliaria, luego pasó a ser financiera que desembocó en crisis económica, y que en estos momen-


tos es un compendio de las tres, como todo el mundo sabe es, además de ines-perada, grave, profunda y desconocida, y sus efectos serán importantes aunque no se sabe muy bien cómo van a afectar a los distintos sectores de actividad.

“La energía nuclear es especialmente competitiva para producir energía eléc-trica. Sin embargo, es más vulnerable que otras en cuanto a la inversión que requiere, que es muy elevada y con un amplio plazo de recuperación. Ambos parámetros son especialmente importan-tes en esta situación de crisis, y actúan de forma negativa para la energía nuclear. Todavía es pronto para saber su impacto real pero, aunque hay que ser siempre op-timistas, tampoco debemos engañarnos”.

UN ENFOQUE DIFERENTE

Este análisis desde la perspectiva eco-nómica le lleva a nuestro entrevistado a plantear un punto de vista distinto sobre las razones que llevaron a una paraliza-ción de los programas nucleares en la década de los años ochenta.

“Siempre se ha pensado que el drás-tico parón nuclear en el mundo, cuyo punto de partida tuvo lugar a finales de los setenta, fue debido al accidente ocurrido en la central norteamericana de Three Mile Island en 1979, ayudado posteriormente por el accidente en la central de Chernobil.

“Sin embargo, puede haber otra lectu-ra en clave económica, y que yo en parti-cular considero de mayor importancia. Precisamente después del accidente de 1979, se entró en una crisis económica mundial que duró varios años, en la que el coste del dinero se disparó haciendo poco interesantes las inversiones inten-sivas en capital. Los tipos de interés en el mundo llegaron a alcanzar el 20 por ciento, y durante muchos años se mantu-vieron por encima del 7 por ciento. Esto para las empresas eléctricas tuvo que ser muy disuasorio a la hora de invertir en proyectos nucleares. Además, también influyeron agravando la situación un incremento de costes con respecto a los presupuestos iniciales y una regulación crecientemente .

“Por otro lado, se hizo frente a la nue-va demanda de energía con medidas de ahorro energético. Curiosamente, el

renacimiento que tiene lugar de la ener-gía nuclear en estos momentos, además de coincidir con un alto crecimiento de la demanda eléctrica y de una sensibili-zación por el cambio climático, ha coin-cidido con la época de coste del dinero más bajo de la historia”.

UN MENSAJE DE OPTIMISMO

Los cambios empresariales que se produ-cen por efecto de la crisis, especialmente en el sector financiero, y que hace unos meses eran inimaginables, van a continuar siendo de gran envergadura en opinión del García-Calderón, para quien “en el sector nuclear tienen también un reflejo. Las necesidades de liquidez de los ‘hedge funds’ que intervinieron en compras de concentrados en los años anteriores, ha-ciendo llegar los precios del uranio a máxi-mos históricos, les está forzando a vender, lo que ha producido una bajada tan rápida como la anterior subida.

“Por otro lado, el gran número de ‘em-presas júnior’, más de 300, que habían ini-ciado la exploración de uranio y en algunos casos incluso una incipiente explotación minera como consecuencia de los altos precios alcanzados, están actualmente fu-sionándose, desapareciendo o siendo ad-quiridas por los productores establecidos”.

La industria nuclear no es ajena a los movimientos económicos y financieros. “En la prensa leemos continuamente in-formaciones sobre nuevas operaciones empresariales debidas a las bajadas de los valores bursátiles de empresas, y anima-das por ventas que se realizan con objeto de obtener liquidez. Esto aplica a todo ti-po de empresas y, por supuesto, incluye a las de la industria nuclear internacional”.

“Aunque el Presidente de Estados Unidos, Barak Obama, probablemente hubiera ganado las elecciones en otras

circunstancias, el claro distanciamiento en la intención de voto respecto de su competidor McCain se produjo precisa-mente cuando la crisis se hizo evidente. En mi opinión, su elección va a tener un claro impacto en la energía nuclear, aun-que también es importante reconocer que los elogios que ha expresado acerca de las energías renovables no deben ser considerados como negativos para la in-dustria nuclear ya que, sin duda, ambas energías son complementarias”.

A pesar de un panorama que no parece demasiado optimista, Germán García-Calderón quiere dejar un mensaje positi-vo. “Es oportuno decir que hay expertos que consideran que la construcción de centrales nucleares puede ayudar a salir de la crisis, porque incide muy positiva-mente en la creación y la mejora del em-pleo, así como en la competitividad de las empresas y del país. Esta es una realidad que debe tenerse en consideración”

“Además, en la situación actual lo mejor que todos y cada uno podemos hacer para ayudar a salir de la crisis es desempeñar nuestro trabajo lo mejor lo posible cada día, no abrumarnos por las malas noticias -pues van a continuar por un tiempo- y estar preparados para cuando amaine el temporal”

El renacimiento de la energía nuclear ha coincidido con la época del coste del dinero más bajo de la historia ■

Lo mejor que todos y cada uno podemos hacer para ayudar a salir de la crisis es desempeñar nuestro trabajo lo mejor posible cada día ■

¿Hay suficiente uranio?F. Tarín

FRANCISCO TARÍN GARCÍA es licenciado en Ciencias Físicas (Especialidad Física Teórica) por la Universidad de Valencia y diplomado en Ingeniería Nuclear por el Instituto de Estudios Nucleares. Comenzó su actividad profesional en el Departamento de Seguridad Nuclear del CIEMAT. En 1984 se incorporó a ENUSA y desde entonces prestó sus servicios en el área de Diseño Nuclear PWR en los Departamentos de Diseño Nuclear, Proyectos Especiales e Ingeniería del Núcleo. En 2003 se incorpora a la Dirección Financiera y de Aprovisionamiento de ENUSA donde presta sus servicios en la actualidad como responsable de la Gestión de Aprovisionamiento de Uranio Enriquecido y Logística. Es representante de España en el Uranium Group de la NEA.

En la actualidad se apunta como talón de Aquiles de la energía nuclear las escasas reservas de uranio existentes, si se quiere aumentar su contribución futura como energía limpia para hacer frente al calentamiento global del planeta. Pero como hemos visto si nos basamos en la información histórica existente esta es una afirmación falaz que no tiene ningún soporte empírico.Se puede concluir razonablemente que los suministros de uranio serán más que adecuados para alimentar el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.

INTRODUCCIÓN

El uranio es ubicuo en la tierra. Es un metal tan común como el estaño o el zinc, y es un constituyente de la mayoría de las rocas e incluso del mar. Algunas concentraciones típicas son las que se muestran en la tabla l.

Un depósito de uranio es, por defini-ción, una mineralización del mismo de la cual resulta económicamente rentable extraer dicho uranio. Según los costes de extracción y los precios de mercado vi-gentes en cada momento podremos decir que tenemos un depósito de uranio o no.

En la actualidad ni las montañas de granito ni el agua de mar son depósitos de uranio, pero podrían convertirse en fuentes rentables del mismo si los pre-cios crecieran lo suficiente.

Las reservas conocidas en la actuali-dad del uranio, suponen una cantidad que es económicamente recuperable, y dependen pues de los costes de produc-ción y de los precios de venta. También dependen en gran medida de la inten-sidad del esfuerzo explorador previo,

y son una indicación del uranio que se conoce en lugar de ser del uranio que realmente existe en la corteza terrestre.

Los cambios en los costes o los pre-cios, o posibles esfuerzos de exploración futuros, pueden alterar sustancialmente dichas reservas. Si el precio actual se multiplicara por 5 el agua del mar se convertiría en una fuente rentable de inmensas cantidades de uranio.

Tenemos que pensar que en los úl-timos 5 años el precio del uranio se ha multiplicado por 6 sin afectar de for-ma demasiado sensible a los costes de generación nucleo-eléctrica debido al pequeño porcentaje que supone el coste del combustible (menos del l5%) frente al coste total de generación. Menos de la mitad de ese l5% está asociado al coste del uranio, ya que los servicios de enri-quecimiento y fabricación del combusti-ble nuclear se llevan más de la mitad del coste total del combustible. Estos servi-cios están sometidos a cambios mucho menos bruscos que las materias primas.

Todo lo contrario le ocurre a los cos-tes de generación cuando se usan com-

The uranium resource is sustainable, with adequate known resources being continuously replenished at least as fast as they are being used.The dynamic is the strength of market forces, the advances in human knowledge and the technologies of exploration, mining, and resource utilisation.It may be concluded that uranium supplies will be more than adequate to fuel foreseeable expansion of nuclear power.

bustibles fósiles como el carbón, petró-leo o gas natural, donde los costes del combustible están por encima del 60%.

Las reservas actuales de uranio son un indicador muy conservador de lo que representarán estas reservas en el futuro y son sólo útiles como una guía de las capacidades disponibles para la produc-ción en un futuro inmediato, que sólo abarca unas cuantas décadas.

DISPONIBILIDAD DEL URANIO EN LA ACTUALIDAD

De acuerdo con la última edición (2007) del reconocido “Red Book” [l] publicado conjuntamente por la Nuclear Energy Agency de la OCDE y la Agencia In-ternacional de Energía Atómica de la ONU, las reservas de uranio conocidas, explotables a un coste inferior a los l30 $ por Kg (precio ligeramente inferior al actual) son de 5,4 millones de toneladas. La tabla 2 da una idea de cómo están dis-tribuidas por el mundo dichas reservas. Se puede ver que Australia tiene una parte muy sustancial de las reservas de uranio de bajo coste (23%), seguida por Kazastán con un l5% y Rusia con un l0%.

Depósitos con alta ley (2% U) 20.000 ppm U

Depósitos con baja ley (0.1 % U) 1.000 ppm U

Granito 4 ppm U

Rocas sedimentarias 2 ppm U

Contenido medio en la corteza terrestre 2.8 ppm U

Agua del mar 0.003 ppm U

Tabla 1.



Las necesidades anuales de combusti-ble de los reactores convencionales insta-lados actualmente en el mundo alcanzan una cifra aproximada de 67.000 tU. Por tanto las reservas actuales conocidas re-cuperables a un precio muy similar al de este año 2008 son suficientes para ali-mentar el parque nuclear actual durante 82 años. Esta cifra de reservas es bastante superior a la que es normal conocer con antelación en la mayoría de los minerales.

Según el mencionado “Red Book” las actuales estimaciones de todas las reser-vas esperadas, incluyendo aquellas no suficientemente cuantificadas o no eco-nómicas en este momento, representan una cantidad del orden de l0 millones de toneladas adicionales, lo que representa más de 200 años de suministro al ritmo actual de consumo.

Estas reservas no incluyen los 22 mi-llones de toneladas de uranio que po-drían obtenerse como subproducto de la explotación de los depósitos de fosfatos, ni tampoco los 4.000 millones de tonela-das de uranio contenidas en el mar.

MAYOR EFICIENCIA EN EL USO DEL URANIO Y FUENTES ALTERNATIVAS

El parque actual de reactores nuclea-res en el mundo supone una capacidad combinada de 370 GWe. Estos reac-tores se operan de una forma cada vez más productiva, con mayores factores de capacidad y niveles de potencia supe-riores, y por tanto el consumo de uranio requerido también aumenta pero no al mismo ritmo que el aumento en la pro-ducción. Los factores que aumentan la

demanda de combustible se compensan por la tendencia a mayores quemados de descarga del combustible y otras eficien-cias, y por ello la demanda se mantiene bastante estable. En los l8 años siguien-tes a l993 la generación eléctrica con reactores nucleares se multiplicó por 5,5 mientras que el uranio consumido sólo lo hizo por 3.

Reduciendo las colas en el proceso de enriquecimiento también se reduce la cantidad de uranio natural necesario pa-ra una misma cantidad de combustible.

El reprocesado del combustible nu-clear de los reactores de agua ligera con-vencional aumenta un 30% la eficiencia del uso de las reservas actuales.

Otras fuentes importantes de combus-tible nuclear son los stocks de cabezas nu-cleares almacenados en el mundo. Desde l987 los Estados Unidos y los países que formaban la antigua Unión Soviética han firmado una serie de acuerdos de des-arme que reducen un 80% los arsenales nucleares de dichos países.

Dichas armas tienen un uranio enri-quecido superior al 90% en U-235 (25 veces la proporción usada en los reacto-res convencionales), y por tanto son una fuente extraordinaria de combustible. Desde el año 2000 se han diluido unas 325 toneladas de uranio militar altamente enriquecido (l3.000 cabezas nucleares) y se ha fabricado combustible con ellas, evitando el uso de unas 9.000 toneladas de uranio por año, lo que representa un l3% de las necesidades de los reactores a escala mundial.

En la actualidad el uranio es el único combustible extraído de la tierra que se usa en los reactores nucleares. Sin

embargo el torio puede ser también uti-lizado en los reactores CANDU (de agua pesada) o en reactores diseñados para este fin. Los reactores de agua pe-sada tienen una eficiencia neutrónica mucho mayor que los de agua ligera y pueden operar un ciclo de combustible con torio. Empiezan con un material físil como el U-235 o Pu-239. Entonces el torio (Th-232) captura un neutrón en el reactor y se convierte en físil (U-233), que continúa la reacción. El torio es tres veces más abundante que el uranio en la corteza terrestre.

Además si se llegara al uso generaliza-do de los reactores rápidos reproducto-res se multiplicaría por sesenta la utiliza-ción del uranio respecto a la tecnología actual. Un reactor de este tipo comienza su operación con plutonio obtenido del reprocesado del combustible convencio-nal y se opera junto con una planta de reprocesado. Ese reactor, suministrado con uranio natural en su “parte fértil”, puede ser operado de tal forma que de cada tonelada de uranio se obtenga 60 veces más energía que en un reactor convencional.

SOSTENIBILIDAD DEL URANIO COMO COMBUSTIBLE

Se dice a menudo que debido a que las “reservas de la tierra son finitas” se acabarán algún día y por tanto debemos estar preparados para un “crecimiento negativo”. Todo ello es debido a que esas reservas se consumen a un ritmo desaforado producido por la demanda del estilo de vida de las naciones desa-rrolladas y la creciente demanda de los países en vías de desarrollo.

Esta afirmación es una reedición del argumento de “Límites del Crecimien-to” (Club de Roma) que estuvo de mo-da en los años 70 y que se demostró que falló estrepitosamente con el paso de los años. Diez años después de su publicación las reservas de bauxita se incrementaron un 30%, las de cobre un 25%, las de níquel un 25%, las del uranio y el carbón se duplicaron, las de gas se incrementaron un 70% e incluso las de petróleo subieron un 6%.

Estas a su vez ya eran una reedición de las preocupaciones de los economis-tas de los años 30, e incluso las de Mal-thus de fin del siglo l8.

En los años pasados ha habido una opinión generalizada de que el mundo en la actualidad está en peligro de ago-tar muchas de sus reservas minerales. Esta afirmación es fácilmente aceptada si no se tiene en cuenta el tamaño de la corteza terrestre, la capacidad increíble de la mente humana para mejorar los procesos tecnológicos y además no tiene ningún soporte empírico si observamos

Tabla 2.

Toneladas de U Porcentaje

Australia 1.243.000 23%

Kazastán 817.300 15%

Rusia 545.600 10%

Canadá 423.200 8%

Sudáfrica 435.100 8%

EEUU 339.000 6%

Brasil 278.400 5%

Namibia 275.000 5%

Níger 274.000 5%

Ucrania 199.500 4%

Jordania 111.800 2%

Uzbequistán 111.000 2%

India 72.900 1%

China 67.900 1%

Otros 275.100 5%

TOTAL 5.468.800 100%


la evolución de los precios y las reservas en años pasados.

La figura l [l, 2] muestra la evolución his-tórica de los precios del uranio y de las re-servas recuperables a precios inferiores a los l30 $ por kg. Como se observa las reservas no sólo no han disminuido debido al consu-mo de los reactores nucleares desde final de los 60 sino que además aunque fluctuando, en clara correlación con los precios, han tenido una tendencia al alza. Los precios han fluctuado continuamente e incluso han disminuido respecto a los años 70 especial-mente en términos de moneda constante.

La dinámica de la oferta y la deman-da produce señales en los precios que, cuando suben, ponen inevitablemente en marcha los tres factores de la ex-pansión de las reservas futuras que son [3, 4]:• Mejoras en el conocimiento de la tie-

rra y en la capacidad para descubrir nuevos yacimientos.

• Mejoras en la tecnología minera.• Mejoras en la economía y uso de los

minerales.

Para alcanzar la sostenibilidad, el efecto combinado de la exploración mi-nera y el desarrollo tecnológico deben crear recursos, por lo menos al mismo ritmo al que van siendo consumidos.

Los datos históricos muestran que esto ha ocurrido regularmente así en el pasado, y continúa ocurriendo con la mayoría de los minerales.

No es razonable que sean conocidas las reservas económicamente explota-bles con más de dos décadas de antela-ción ya que las compañías mineras só-lo explorarán cuando tengan confianza en obtener una mínima rentabilidad. Las expectativas de la rentabilidad es-tán normalmente dictadas por precios altos provenientes de una percepción inminente de escasez de suministro; cuando esto ocurre, surge la fuerte necesidad de realizar exploraciones que dan lugar a importantes descubri-mientos.

Esto es precisamente lo que está ocu-rriendo en estos momentos en el merca-do del uranio.

El uranio como materia prima tiene una historia corta, ya que no tiene otro uso directo que el suministro a la relati-vamente joven industria de la producción energética nuclear.

El mercado del uranio no se diferencia del de otros metales en el hecho de estar sujeto a ciclos de exploración, descubri-miento y producción; el uranio ha experi-mentado hasta el momento un solo ciclo. A partir del precio máximo alcanzado a fi-nal de los años 70 se produjo una explosión significativa de la exploración y este único ciclo ofreció considerable garantía para cubrir las necesidades de los reactores du-rante estos 30 últimos años y además nos ha legado unas reservas de 5.4 millones de toneladas explotables a los precios actuales y que son suficientes para alimentar el par-que actual durante otros 82 años.

Como se ve en la figura 2 esta razón entre Reservas y Consumo, que defini-mos como años de operación del parque nuclear existente en cada momento ha-ciendo uso de dichas reservas, se ha man-tenido entre 40 y l00 años desde l982 y no hay motivo para dudar que se siga com-portando de un modo similar en el futuro.

CONCLUSIONES

En la actualidad se apunta como talón de Aquiles de la energía nuclear las escasas reservas de uranio existentes, si se quie-re aumentar su contribución futura como energía limpia para hacer frente al calenta-miento global del planeta. Pero como he-mos visto si nos basamos en la información histórica existente esta es una afirmación falaz que no tiene ningún soporte empírico.

Con el uranio, como con otros minera-les, las cifras de reservas publicadas segui-rán aumentando como resultado de nue-vos esfuerzos de exploración, la dinámica del mercado creará las señales de precio que animarán a la exploración.

Se puede concluir razonablemente que los suministros de uranio serán más que adecuados para alimentar el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.

REFERENCIAS

[1] Uranium 2007: resources, production and demand. NEA Uranium Group. 2008.

[2] Forty years of uranium resources, production and demand in perspective. NEA Uranium Group. 2006.

[3] Can Uranium Supplies Sustain the Global Nuclear Renaissance?.WNA Position Statement Paper. September 2005.

[4] “La sostenibilidad del uranio como combustible”. J.L. González y F. Tarín. “Informe del Club ITM de 2006”

Figura 1: Evolución histórica de los precios y las reservas de uranio recuperables a un coste inferior a 130 $ por kgU.

Figura 2: Evolución histórica de las reservas de uranio recuperables a un coste inferior a 130 $ por kgU, del consumo anual mundial y de los años de operación del parque nuclear existente en cada momento.



La industria del uranio enriquecido en el mundo y su preparación para el posible renacimiento nuclearR. Almoguera y J. A. Antón

RAMÓN ALMOGUERA es ingeniero industrial del ICAI y graduado por el IESE en Administración de Empresas.Trabaja en Iberdrola en el negocio nuclear desde 1982, habiendo participado en varios proyectos: Valdecaballeros, Vandellós 2 y Cofrentes.Desde 2005 está al frente de la Dirección Técnica en la Dirección de Generación Nuclear de Iberdrola, con responsabilidades en combustible, ingeniería, tecnología y licenciamiento y seguridad nuclear y es el presidente de la Comisión de Aprovisionamiento de Uranio.

En este artículo hemos intentado mostrar que la industria nuclear tiene en marcha planes de mejora de las instalaciones actuales (minas, plantas de producción de concentrados, plantas de conversión a UF6 y de enriquecimiento), de ampliación de las mismas e incluso de instalación de nuevas plantas más eficientes, que aseguran un suministro de uranio enriquecido que alimente el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.

La industria nuclear satisface aproximadamente el l7% de la de-manda mundial de electricidad.

Esa energía es producida por unos 440 reactores con una potencia instalada de 385 GWe. Es una industria eminente-mente tecnológica: el proceso por el que los 200 MeV de energía térmica libera-dos en cada desintegración por fisión de un núcleo de uranio se transforman en electricidad es la consecuencia de un es-pectacular desarrollo científico y tecnoló-gico conseguido, en relativamente pocos años, a mediados del siglo pasado.

De las cuatro fases que podemos distinguir en la primera parte del ciclo nuclear, en este artículo nos vamos a centrar en las tres primeras: Producción de concentrados de uranio, Conversión a UF6 y Enriquecimiento.

Un reactor de l000 MWe consume unas 19 tU enriquecido al 4,4% en el isóto-po U235 por año, contenidas en el combus-tible fabricado. Para ello se necesita la pro-ducción previa de 224 t de concentrados de uranio (U3O8 o yellow cake), realizar el servicio de conversión del U3O8 a l90 tU en forma de hexafluoruro de U (UF6). Después es necesario efectuar el servicio de enriquecimiento de dicho UF6 natu-ral (0,7ll% U235) a UF6 enriquecido (4,4% U235). Este servicio se mide en Unidades Técnicas de Separación (UTS), y se nece-sitan unas ll4.000 UTS.

Ampliando este análisis a las necesida-des mundiales de uranio del parque nu-clear mundial tenemos una cifra cercana a 75.000 t de U3O8 (64.000 tU como con-centrados de U), 60.000 tU como UF6 (conversión) y 46 millones de UTS (enri-quecimiento) para obtener unas 7.000 tU

de uranio enriquecido (fabricado) para ser introducido en los reactores. Alrededor del 5% del parque mundial de reactores funciona con uranio natural y no necesita los procesos de conversión a UF6 ni de enriquecimiento.

En España la capacidad instalada de los 8 reactores nucleares es muy próxima a los 8.000 MWe. Por ello las necesida-des anuales de combustible del parque nuclear español son cercanas a l800 t de U3O8 (concentrados de uranio), l.500 tU como UF6 (conversión), 900.000 UTS (enriquecimiento) para obtener unas l50 tU de uranio enriquecido al 4,4% (fabrica-do) para ser introducido en los reactores españoles.

PRODUCCIÓN DE CONCENTRADOS

Es un proceso minero de extracción del mineral e industrial de producción del concentrado de uranio (U3O8).

Las principales formas de extracción del mineral son: minas a cielo abierto (37%), minas subterráneas (26%), extrac-ción “In-situ leaching” ISL (28%) y como subproducto de la minería de otros meta-les como el cobre o el oro (9%) (figura l).

La minería ISL que consiste en in-yectar un líquido de lixiviación (amonio, carbonato o ácido sulfúrico) a través del agujero del taladro mediante bombeado y luego bombear en sentido inverso, ha-cia la superficie el líquido con el uranio, está aumentando de forma incesante su importancia, tiene un impacto ecológico mucho menor y reduce el coste de ex-tracción del uranio apreciablemente.

A lo largo de la Historia se han produ-cido mejoras en la minería subterránea pudiéndose explotar en la actualidad

The nuclear industry has many plans to renew the current installations (mines, mills, UF6 conversion and enrichment plants), expand their capacity and also plans to build new ones, in order to be prepared to supply the enriched uranium needed for the foreseeable expansion of nuclear power.

JESÚS A. ANTÓN es licenciado en Ciencias Económicas y Empresariales por la Universidad Autónoma de Madrid y M.B.A.En 1985 se incorporó a ENUSA en la Fábrica de Elementos Combustibles de Juzbado (Salamanca) y en 1988 a la Dirección de Aprovisionamiento, siendo actualmente el jefe comercial dentro de la Dirección Financiera y de Aprovisionamiento; y es representante de ENUSA en la Comisión de Aprovisionamiento de Uranio, en la cual ejerce de secretario.

yacimientos de uranio a 500 m de pro-fundidad en terrenos prácticamente sa-turados de agua (mina de Mc Arthur River, en Canadá).

Los principales países productores de uranio son Canadá (23%) y Australia (21%). Por lo tanto, dos de los países más ricos, estables y democráticos del mundo concentran año a año casi la mitad de la


producción mundial. En los países de la antigua Unión Soviética se concentra un 32% de la producción mundial, especial-mente en Kazajistán, Rusia y Uzbekistán. África produce un l6%, especialmente en Sudáfrica, Namibia y Níger (figura 2).

Alrededor de 44.000 tU (como U3O8) vienen directamente de la producción de las minas (un 69%). El resto provie-ne de las llamadas fuentes secundarias, especialmente del acuerdo entre Rusia y EEUU para el desmantelamiento de cabezas nucleares rusas (acuerdo HEU) que proporciona unas 9.000 tU al año (l4%). Del reprocesamiento de los com-bustibles nucleares gastados, se obtiene uranio reprocesado (RepU) y plutonio (MOX: óxido mixto de U y Pu) que se vuelve a convertir en combustible y que ahorra el uso de unas 3.000 tU natural al año (5%). Otras 5.000 tU se obtienen por el re-enriquecimiento del uranio em-pobrecido (“colas”) de los enriquecedores europeos en Rusia.

Las mayores empresas productoras de concentrados del mundo son: CAMECO (empresa canadiense con minas en Cana-dá, Kazajistán, EEUU,...), RIO TINTO (con minas en Australia y Namibia), el grupo estatal francés AREVA (con minas en Níger, Canadá, Kazajistán, ...), BHP Billiton (con una gran mina de cobre y uranio en Australia), el grupo estatal Ruso Atomenergoprom (con minas en Rusia y en los países de la antigua Unión Soviéti-ca), y la compañía estatal kazaja Kazatom-prom con unos planes de expansión de su capacidad de producción en su país muy

ambiciosos, y con proyectos conjuntos con los grupos mencionados anteriormente.

Estas empresas poseen planes de expan-sión de sus centros productores actuales e incluso de apertura de nuevas minas para ha-cer frente al previsible aumento de la deman-da en los próximos años, debido al llamado “renacimiento nuclear” que se encuentra en marcha en todo el mundo, especialmente en China, Rusia, India, Japón, Corea, EEUU, Reino Unido, Francia, Finlandia y, en me-nor medida, en otros países.

La gestión del “Pool de compras” de las empresas eléctricas propietarias de reactores nucleares se ha adjudicado a la empresa pública española ENUSA In-dustrias Avanzadas S.A.. La Comisión de Aprovisionamiento de Uranio (CAU) es el órgano de definición de las políticas de aprovisionamiento del uranio enriquecido así como del control de la gestión enco-mendada a ENUSA.

Esta gestión unificada aprovechan-do la experiencia y capacidad técnica de ENUSA permite una mayor seguridad del suministro, una gran flexibilidad an-te los cambios, una mayor capacidad de negociación ante los suministradores, un ahorro de costes de gestión y, además, se comparten riesgos y beneficios.

Los reactores nucleares españoles a través de ENUSA son clientes de las mayores empresas productoras de con-centrados del mundo: CAMECO, BHP Billiton, RIO TINTO, TENEX (del grupo ruso Atomenergoprom), NU-FCOR (Sudáfrica) y COMINAK (mina de Níger con propiedad mayoritaria del

grupo francés AREVA). En esta última empresa, ENUSA tiene una participación accionarial del l0%.

En cuanto a las necesidades de concen-trados de España, aproximadamente el 35% del mismo procede de los dos países más importantes (Australia y Canadá), el 30% de Rusia o de los antiguos países de la Unión Soviética y el 35% de algunos de los países africanos más estables (Sudáfri-ca, Namibia) y de Níger; mina en la cual, como se ha mencionado anteriormente, ENUSA posee participación accionarial. Este reparto permite hacer una gestión diversificada y con una importante seguri-dad del suministro dado que se hace con compañías muy solventes en el mercado (figura 3).

Hasta el año 2000 hubo una producción de concentrados de uranio en España, en las instalaciones de ENUSA en Ciudad Rodrigo. Dichas actividades cesaron por razones económicas.

El coste del uranio supone alrededor del 43% del coste total del combustible nuclear. En este coste total también se incluye la fabricación del combustible, que es aproxi-madamente un ll% del mismo.

PROCESO DE CONVERSIÓN DEL U3O8 A UF6

Es un proceso químico industrial sin gran complejidad pero, sin embargo, es una parte muy importante del proceso pues es un eslabón imprescindible de la cadena de suministro del combustible nuclear puesto que el uranio esté en forma de UF6 permite tanto el transporte como el enriquecimiento.

Hay cuatro grandes empresas que su-ministran más del 99% de las necesidades mundiales de dicho servicio:

COMURHEX del grupo AREVA, en Francia con l2.000 tU de producción (25%); CAMECO empresa canadiense con ll.000 tU de producción en Canadá (23%) y otras 2.300 tU con su acuerdo de colaboración con la planta de Sprin-gfields, en el Reino Unido (5%); CON-VERDYN, en EEUU con 12.000 tU de producción (25%) y TENEX en Ru-sia con l0.000 tU de producción directa (21%) (figura 4).

Debido a que desde el año 2003 los precios se han duplicado, y además se ha producido un incremento en la demanda prevista en los próximos años, después de muchos años de desincentivo, producida por los bajos precios tanto en los años 80 y 90, todas ellas se han embarcado en planes de mejora y ampliación de sus actuales ins-talaciones, o bien en lanzamiento de nuevos proyectos; como COMURHEX II, en Francia, un proyecto conjunto de Cameco con Kazatomprom, en Kazajistán, posible nuevo proyecto en Europa o en Australia de CONVERDYN.

Todos estos planes aseguran que el pre-visible aumento de la demanda de estos

Figura 1: Principales formas de extracción del uranio.

Figura 2: Principales países productores de uranio.



servicios en un futuro será adecuadamente cubierto (tabla l).

También ENUSA es cliente directo o indirecto de las cuatro cubriendo las necesidades de conversión de los reac-tores españoles de la siguiente manera: aproximadamente el 25% con la empresa europea, el 25% con la empresa rusa y el 50% con la americana y la canadiense.

Este proceso supone alrededor del 4% del coste total del combustible nuclear.

PROCESO DE ENRIQUECIMIENTO

El uranio que se encuentra en la natura-leza está mayoritariamente en la forma de dos isótopos, el U238 y el U235. La produc-ción de energía en los reactores nucleares procede de la “fisión” o rotura de los áto-mos de U235, un proceso que libera energía en forma de calor.

El uranio natural contiene sólo un 0,7% de U235, mientras que el restante

99,3% es U238, que no contribuye directa-mente al proceso de fisión, aunque sí indi-rectamente ya que contribuye a la forma-ción de isótopos fisionables del plutonio.

El U235 y el U238 son químicamente idén-ticos, pero difieren en sus propiedades físicas, especialmente en su masa. Esta diferencia de la masa de ambos isótopos permite mediante un proceso con alto contenido tecnológico y especialmente sensible el incremento o “enriquecimiento” del porcentaje de U235.

Sólo algunos de los reactores actuales usan uranio natural, pero la mayoría de ellos usan uranio enriquecido, en el cual la proporción de U235 se ha incrementado desde 0,7% hasta un máximo de un 5%.

Por comparación, el uranio usado en las armas nucleares debe ser enriquecido al menos hasta el 90% en U235, en plantas especialmente diseñadas para ello.

Como hemos explicado el uranio sale de la mina en forma de un producto que

se denomina concentrado (yellow cake) y que es un óxido estable (U3O8); luego este compuesto debe ser convertido a hexafluo-ruro de uranio (UF6) antes de proceder al enriquecimiento.

La trasformación a UF6 se realiza gra-cias a las propiedades del fluor, que es mo-noisotópico y que hace que el UF6 varíe de estado a presiones y temperatura fácilmen-te alcanzables. Si se calienta se convierte en gas y gracias a ello se puede usar en el proceso de enriquecimiento. A tempera-turas inferiores se convierte en líquido y se introduce en contenedores especiales. Enfriando dichos contenedores el UF6 se solidifica y es transportado de esta forma.

Hay un número importante de procesos de enriquecimiento que han sido desarro-llados en laboratorio, sin embargo sólo dos, el de difusión gaseosa y el de centrifugación se usan en las plantas comerciales actuales. En ambos procesos el UF6 en forma de gas se usa como material de alimentación. Las moléculas de UF6 con átomos de U235 son un l% más ligeras que el resto, y esta pequeña diferencia de masas es la base de ambos procesos.

Proceso de Difusión Gaseosa

En este proceso se fuerza al UF6 gaseoso a pasar a través de una serie de membranas porosas o diafragmas. Como las moléculas con U235 son menos pesadas que las que tienen U238, se mueven más rápido y tienen una probabilidad algo más alta de atravesar los poros de la membrana. Por ello, el UF6 que atraviesa cada membrana está ligera-mente enriquecido en U235, mientras que el que no pasa está algo empobrecido en dicho isótopo (figura 5).

Este proceso se repite muchas veces en series de etapas de difusión que se llaman cascadas. El UF6 enriquecido se extrae de un extremo de la cascada y el empo-brecido (colas) del extremo opuesto. El gas debe atravesar unas l.400 etapas para obtener un producto enriquecido alrede-dor del 4% de U235.

En la actualidad alrededor del 40% de la capacidad mundial de enriquecimiento usa esta tecnología (plantas de USEC, en Esta-dos Unidos y EURODIF, en Francia).

Proceso de Centrifugación

En este proceso se fuerza al UF6 gaseoso a pasar a través de una serie de tubos de va-cío. Cada uno de estos cilindros tienen un rotor. Cuando se hacen girar estos rotores (entre 50.000 y 70.000 rpm), las moléculas más pesadas con U238 tienden a concen-trarse en la periferia de los mismos y las más ligeras en el centro. El gas enriquecido alimenta las siguientes etapas y el empobre-cido se envía a las anteriores (figura 7).

Hay importantes plantas de enriquecimien-to por centrifugación en Rusia (TENEX) y la Unión Europea (en Reino Unido, Alemania y Holanda de la empresa URENCO).

CompañíaNúmero

de Plantas

Producción 2006

(millón kgU)

Producción 2007

(millón kgU)

Capacidad2007

(millón kgU)

Capacidad2020

(millón kgU)

Comurthex-AREVA NC 1 12.3 13.7 14.0 19.0

Cameco (+ Springfields)

1+1 11.0+2.3 6.0+4.0 12.5+5.0 12.0+0

Covendryn 1 12.0 10.5 15.0 18.0

TENEX 3 9.0 10.0 25.0 25.0

Otros -- 0.5 0.5 1.3 6.3

Figura 3: Compras españolas de U3O8 en 2008.

Figura 4: Capacidad mundial de producción de servicios de conversión.

Tabla 1: Compañías suministradoras.


Tanto Japón como China operan pe-queñas plantas de centrifugación. Brasil ha desarrollado recientemente una tecno-logía de centrifugación propia.

Pakistán también consiguió una tec-nología de centrifugación que podría haber transferido a Corea del Norte. En la actualidad Irán está desarrollando una tecnología sofisticada de centrifu-gación.

SUMINISTRO MUNDIAL

Hay cuatro grandes empresas que sumi-nistran casi el 95% de las necesidades mun-diales de dicho servicio: dos en la UE, EURODIF (cuyo mayor accionista es el grupo francés AREVA) y URENCO (Holanda, Reino Unido y Alemania); USEC, en EEUU y otra en Rusia llama-da TENEX.

TENEX tiene unas capacidades de unos 23 millones de UTS y suministra directamente (27%) o indirectamente (l2% mediante el acuerdo HEU) casi el 40% de las necesidades mundiales (l8 MUTS).

URENCO tiene unas capacidades ins-taladas en sus 3 plantas de producción actuales de 9 MUTS y suministra el 20% de dichas necesidades.

EURODIF tiene una capacidad insta-lada en su planta GB de ll MUTS y pro-duce otro 20% (alrededor de 9 MUTS).

El grupo americano USEC tiene una capacidad instalada de 8 MUTS pero só-lo produce el l2% de las necesidades mun-diales (5.5 MUTS), aunque comercializa además el otro l2% que proviene del acuer-do HEU (otras 5.5 MUTS) (figura 8).

SUMINISTRO EN ESPAÑA

Las empresas eléctricas españolas por me-dio de ENUSA tal vez sean las que mayor diversificación del suministro de servicios de enriquecimiento tengan en el mundo, ya que son clientes de las cuatro empresas mencionadas. Además, ENUSA tiene una participación accionarial del ll% en EURODIF, que posee la mayor planta de enriquecimiento del mundo.

Aproximadamente el 60% de las necesi-dades de enriquecimiento de las centrales españolas se cubren con las 2 empresas de la Unión Europea, el 25% con la empresa rusa y el l5% con la americana.

El enriquecimiento supone el 42% del coste del combustible nuclear y alrededor del 5% del coste total de la electricidad generada en las centrales nucleares.

FUTURO DE LA TECNOLOGÍA DE ENRIQUECIMIENTO

El hecho de que el consumo energético de los procesos de centrifugación sea mucho

menor que los de di-fusión (menos de un l0%), ha llevado a las grandes plantas de difusión de Estados Unidos y Francia a iniciar un proceso de sustitución de di-cha tecnología por la de centrifugación. En unos l0 años se espera que práctica-mente la totalidad de las plantas de en-riquecimiento usen esta tecnología.

La planta de centrifugación de

USEC (proyecto ACP) tiene previs-ta una capacidad en el año 20l2 de 3,8 MUTS.

La planta de centrifugación europea de AREVA (GB II) tiene prevista una capacidad de 4 MUTS en el año 20l4 y de 7.5 MUTS, en el 20l8.

Además están previstas dos nuevas plantas de centrifugación en EEUU; una de URENCO (proyecto NEF) con 3.2 MUTS en 20l3 y 5.9 MUTS en 20l5 y otra de AREVA, con otros 3 MUTS alrededor de 20l9.

Existen otros procesos de enriqueci-miento por LASER en estado de desa-rrollo, que si alcanzaran una escala co-mercial, podrían ser la base de una nueva generación de plantas de enriquecimien-to con menor coste de capital y menor consumo energético.

La más avanzada es el proyecto SILEX del grupo GE-Hitachi, que está en la actualidad en proyecto de lazo inicial de pruebas y que espera tener una planta co-mercial de alrededor de l MUTS en el año 20l3. Recientemente se ha incorporado al proyecto el grupo canadiense CAMECO.

Todos estos nuevos proyectos, ase-guran que el posible aumento de la de-manda de estos servicios en un futuro próximo se cubrirá adecuadamente, con plantas más eficientes y con un menor consumo energético

CONCLUSIONES

En este artículo hemos intentado mos-trar que la industria tiene en marcha planes de mejora de las instalaciones actuales, de ampliación de las mismas e incluso de instalación de nuevas plantas más eficientes, que aseguran un suminis-tro de uranio enriquecido que alimente el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.

En otro artículo de esta misma revista sobre reservas de uranio se muestra que hay uranio suficiente y a costes competi-tivos que aseguran el renacimiento de la energía nuclear.

Figura 5: Proceso de enriquecimiento por difusión. Figura 6: Proceso de centrifugación.

Figura 8: Principales empresas suministradoras.



Un vistazo al mercado del uranio: fundamentos del mercado y posición de AREVAA. d’Aleman y D. de Lorenzo

AGNÈS D’ALEMAN es licenciada en Negocios Internacionales por la Paris Dauphine University de París. Actualmente es directora de Ventas Internacionales y Marketing de la Unidad de Negocio de Minería de AREVA NC.

Aunque supone una parte pequeña de los costes de producción de electricidad con recursos nucleares, el uranio es un suministro clave para el combustible de los reactores nucleares. Por tanto, la minería del uranio, que es el primer paso en el ciclo del combustible, y el mercado conexo desempeñan un papel importante en la industria nuclear. Aunque en el caso de la energía nuclear no alcance niveles de coste por MWh comparables a los de otros combustibles como el gas o el petróleo, el suministro del uranio representa para todas las plantas nucleares de producción de energía un coste externo en forma de compra. Por este motivo, los operadores de las centrales nucleares tienden a observar muy de cerca lo que sucede en este mercado. No obstante, hay que tener en cuenta que la cuestión principal es la seguridad del suministro. Este artículo comienza ofreciendo una perspectiva general de los fundamentos del mercado del uranio en su momento actual. Después se centrará en el compromiso de AREVA por hacer frente a las necesidades futuras de sus clientes mediante un amplio conjunto de proyectos de minería.

EL MERCADO DEL URANIO

¿Es el uranio un producto básico distinto de los otros?

El uranio natural es un producto básico atípico. En primer lugar, el uranio sólo tiene una utilización industrial. Mientras que otros productos básicos tienen dis-tintas aplicaciones, el uranio sólo puede utilizarse como combustible de las cen-trales nucleares de producción de ener-gía. El uranio es, desde luego, connatural a la industria nuclear, ya que no existe ningún sustituto que sirva de combusti-ble para las centrales nucleares.

A diferencia de lo que sucede con la mayoría de los productos básicos, no se comercia con él en mercados como la New York Mercantile Exchange (Bolsa Mercantil de Nueva York; NYMEX) o la London Metal Exchange (LME; Bolsa de Metales de Londres). Las transacciones anuales son muy limitadas (bastante menos de l0.000 millones de dólares). Dado que no existe un mercado formal del uranio, una gran parte de las

transacciones se realiza “de forma priva-da” (transacciones fuera del mercado), generalmente entre productores de ura-nio y empresas de eléctricas. Aunque se realicen a través de una solicitud de oferta abierta, los resultados y las condiciones, por lo general, no se hacen públicos.

Además de esta parte principal de contratos directos a largo plazo, existe un mercado spot del uranio, que supone generalmente entre un l0 y un 20%, co-mo máximo, del total. Paradójicamente, esta porción es la cara más visible del mercado, ampliamente divulgada por los indicadores publicados.

Estos indicadores publicados (al prin-cipio con periodicidad mensual, luego semanal y ahora diaria, a pesar el nú-mero tan limitado de transacciones) se basan en un sistema de “determinación de precios” que no siempre es muy trans-parente.

Hasta hace poco tiempo, este mer-cado al contado lo utilizaban princi-palmente los vendedores para obtener dinero por las existencias acumuladas, oportunidad que aprovechaban los com-

While representing a small share of nuclear electricity production costs, uranium is a key supply to fuel nuclear reactors. Therefore, uranium mining, the first step of the fuel cycle, and its related market play a very important role in the nuclear industry. Even if in the case of nuclear power, the uranium component procurement does not reach costs levels per MWh comparable to other fuels such as gas or petroleum, it nevertheless represents for all the nuclear power plants an external cost as a purchase. For this reason, nuclear power plants operators tend to closely monitor what is going on in this market. However one has to keep in mind that the prime issue must remain security of supply. This article starts with providing a broad overview of the uranium market fundamentals as currently observed. It will then focus on AREVA’s commitment to address its customers’ future needs through a wide range of mining projects.

DANIEL DE LORENZO es ingeniero industrial por la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de la Universidad Politécnica de Madrid. En la actualidad trabaja en AREVA NP España como ingeniero de marketing y entre sus funciones figuran el desarrollo del negocio, el soporte operativo y la representación corporativa de AREVA en el mercado español.

pradores para satisfacer sus necesidades de precios de saldo.

En los últimos años, las existencias han sido menos abundantes, y los fon-dos de cobertura (hedge funds) han uti-lizado el mercado spot para acumular existencias especulativas. Con la crisis financiera, los fondos de cobertura han empezado a vender este material y con-tinúan haciéndolo en la actualidad. En ese ámbito, se puede observar una es-peculación con el uranio semejante a la realizada con otros productos bási-cos. Ciertamente no se trata del tipo de “volatilidad apalancada” que necesitan las empresas dedicadas a la minería del uranio ni, lo que es más importante, los operadores de plantas nucleares para prepararse para el futuro.


Fundamentos del mercado del uranio

Política de ventas de productores e intermediariosLas principales empresas productoras de uranio, que cubren el suministro a escala mundial, generalmente venden uranio mediante contratos a largo plazo mientras que algunos pequeños pro-ductores, intermediarios y agentes fi-nancieros, optan por transacciones del mercado a más corto plazo en el mer-cado spot. En los tratos a largo plazo, la compraventa de uranio se realiza con más frecuencia directamente entre pro-ductores y usuarios finales (empresas de producción de energía eléctrica con instalaciones nucleares), y hay menos intermediarios.

Los grandes productores, general-mente, comercializan ellos mismos su producción, a veces a través de una em-presa filial dedicada a este fin. Son po-cas las empresas dedicadas al comercio del uranio que no están conectadas con los agentes participantes en el ciclo in-dustrial del combustible. A todo ello hay que añadir un pequeño grupo de sociedades de participación y fondos de cobertura cuya razón de ser no es el su-ministro de uranio a los usuarios finales.

Otros proveedores de uranio natural son algunos gobiernos y organismos gu-bernamentales. El uranio natural proce-dente del desmantelamiento de las cabe-zas nucleares rusas aún satisface una parte importante de la demanda estadouniden-se de uranio, mientras que, por su parte, el Departamento de Energía de Estados Unidos se está deshaciendo de arsenales antiguos. Estas reservas han tenido, y to-davía tienen, una influencia importante en el mercado del uranio natural, pero estos agentes están a años luz del mercado spot y sus motivos y mecanismos de determina-ción de precios son diferentes de los de los productores de uranio ordinarios.

Política de compra de las empresas eléctricasLa política de compra de las empresas eléctricas puede variar mucho de unas a otras en función de su posición geográfica.

Por un lado, las empresas eléctricas europeas y japonesas optan más por contratos a largo plazo (más de cinco años), dando la máxima importancia a la seguridad del suministro, y mayores niveles de existencias.

Por otra parte, Estados Unidos, que es el principal consumidor de combus-tible nuclear con aproximadamente un tercio del consumo mundial de uranio, realiza operaciones con frecuencia en el mercado spot. Sin embargo, las políticas de compra de sus más de 20 empresas generadoras de electricidad con recur-sos nucleares puede ser muy distintas;

las empresas controladas por el Estado generalmente buscan más transparencia en materia de precios que las empresas eléctricas sin control estatal.

Las empresas eléctricas con recursos nucleares tienen su propia estrategia de suministro de combustible, pero el as-pecto clave es generalmente la diversifi-cación de riesgos, que las lleva a recurrir a distintas áreas de producción de uranio o a distintos productores, para tener ga-rantizada la seguridad del suministro a largo plazo. Por regla general, cuanto mayor es la empresa, mayor es el número de proveedores, entre los que se incluyen empresas mineras pequeñas, mientras que los operadores nucleares pequeños prefieren optar por un grupo muy reduci-do de productores importantes.

Segmentación de la producción del uranio

Los países productores de uranioLa producción mundial total de uranio en 2008 fue de aproximadamente 44.800 toneladas. Supone sólo un pequeño au-mento respecto al nivel de 2007 (5% más a escala mundial, cifra de la que más de la mitad corresponde a Kazajistán).

Al realizar un análisis por países (figura l), la producción de 2007 indica que Ca-nadá sigue siendo el principal productor, ahora casi igualado por Australia). Mien-tras tanto, Kazajistán está avanzando con rapidez y es probable que alcance pronto a los otros dos líderes. Estos tres países acumulan el 59% de la producción mun-dial. Por detrás del grupo de vanguardia, encontramos los países productores “de segunda fila”, es decir, Rusia, Níger, Na-mibia y Uzbekistán, con niveles bastante equiparados.

Al margen de este grupo, se está pro-duciendo una serie de cambios, entre los que destaca un aumento notable de la producción en Estados Unidos.

Se trata de un mercado bastante con-centrado en el que hay seis participantes principales que representan el 75% de la producción mundial.

En 2008, Río Tinto se convirtió en el productor líder (figura 2), mientras que Camedo y AREVA compiten por esa po-sición. Kazatomprom sigue reduciendo a ritmo constante la distancia que le separa de los líderes. No se espera que los otros proveedores, como por ejemplo BHP-Billi-ton, puedan optar por los primeros puestos antes de 20l5, salvo mediante adquisiciones.

AREVA PRODUCTOR SOSTENIBLE DE URANIO

Actividades actuales de AREVA

AREVA cubre cuatro actividades prin-cipales en el negocio de la minería del uranio:

- Investigación minera: exploración, identificación y calificación de depósi-tos explotables.

- Explotación: extracción del mineral de uranio mediante diversas técnicas mineras.

- Procesamiento del mineral: concentra-ción química del uranio natural.

- La recuperación y la supervisión de ya-cimientos mineros cerrados en Francia y en otros países.Los clientes de uranio de AREVA

ya se benefician actualmente de los re-cursos de uranio mundiales del grupo AREVA, uno de los tres principales productores mundiales de uranio, y el que posee la cartera de minería más di-versificada, creada a lo largo de los más de 50 años de funcionamiento.

AREVA comercializa actualmente uranio procedente de seis (6) empla-zamientos de producción: McClean y McArthur River, en Canadá; Somair y Cominak, en Níger; y Muyunkum y Tor-tkuduk, en Kazajistán. Además, AREVA opera cuatro (4) instalaciones de tritu-ración, y ha obtenido una experiencia importante de sus actividades anteriores en minas de uranio con distintas técni-cas y en entornos geográficos y geológi-cos muy distintos (operaciones pasadas en Francia, Gabón y Estados Unidos, además de las operaciones actuales). La capacidad de adaptación permanente a

EEUU3%

Canadá21%

Australia19%

Sudáfrica2%

Namibia10%

Níger7%

Rusia8%

Ucrania2%

Kazajistán19%

Uzbekistán5%

Otros2%China

2%

Figura 1. Países productores de uranio.

CAMECO14%

RÍO TINTO17%

AREVA14%

BHP7%

ROSATON8%

KAZATOMPROM13%

OTROS27%

Figura 2. Empresas productoras de uranio en 2008.



yacimientos y entornos muy concretos y distintos obviamente es un factor clave para ampliar la producción y desarrollar los emplazamientos futuros necesarios.

Proyectos estratégicos de minería de AREVA ante el renacimiento nuclear

Para garantizar el nivel de producción ampliado y renovar los yacimientos en los que AREVA opera actualmente, se han planificado unos desarrollos nota-bles a medio plazo:• En Somair (Níger) empezarán a ex-

plotarse nuevos yacimientos y se uti-lizará el procedimiento de lixiviación en montones (hasta alcanzar más del 70% de la producción en 20ll-20l2).

• En Kazajistán, donde la producción aumentará hasta 4.000 toneladas por año hasta 2039.

• En nuevos yacimientos, donde se tiene previsto iniciar en breve la producción en tres (3) emplazamientos importan-tes suplementarios: Cigar Lake (Cana-dá), Imouraren (Níger), y Trekkopje (Namibia), tal como se describe con más detalle a continuación:El yacimiento de Trekkopje se des-

cubrió inicialmente a principios de los años setenta y se recuperó como proyec-to activo en 2005.

Es el mayor yacimiento mundial de tipo caliche, con unos recursos que supe-

ran las 50.000 toneladas, y será la prime-ra explotación industrial con lixiviación alcalina en montones a escala mundial. Está previsto que inicie su producción en 20l0. La producción anual alcanza-rá posteriormente las 3.000 toneladas anuales.

Cigar Lake es, por tamaño, la segun-da acumulación de mineral de alto gra-do conocida del mundo, con un grado medio de 20.8% U3O8, y se espera que produzca unas 7.000 toneladas anuales.

Imouraren es uno de los mayores de-pósitos de uranio del mundo y constituye el proyecto minero más grande de ARE-VA. El 5 de enero de 2009, el gobierno de Níger y AREVA firmaron un contrato de minería que concede al grupo el per-miso para iniciar actividades mineras en el yacimiento de Imouraren. Con una producción anual final de 5.000 toneladas durante más de 35 años, una inversión ini-cial de más de l.200 millones de euros y la creación de casi l.400 puestos de trabajo directos, la actividad minera en Imoura-ren es el mayor proyecto industrial que haya conocido nunca Níger. Imouraren es la mayor mina de uranio de África y la segunda del mundo. Las labores mineras empezarán en 20l2 y permitirán a Níger doblar su producción actual.

Además de los proyectos ya identi-ficados (con unos recursos totales de

500.000 toneladas), AREVA también está empeñada en aumentar y renovar su conjunto de yacimientos a largo plazo mediante asociaciones selectas y una política de exploración centrada en las zonas más prometedoras. AREVA dedica más de l00 millones de dólares anuales a proyectos de exploración di-versificada en los cinco continentes.

CONCLUSIÓNLos fundamentos del mercado de

uranio se presentan fuertes de cara al futuro. A pesar de la crisis financiera, las centrales existentes continuarán pro-duciendo electricidad y la producción de uranio deberá estar a la altura de la demanda, puesto que la mayoría de las reservas comerciales suplementarias han desaparecido.

Además, aún en el caso de que por efectos de la crisis se retardaran o pos-pusieran algunos de los pedidos de nue-vas centrales nucleares, seguirán siendo necesarias muchas otras. Esto hará que sea aún mayor la necesidad de producir más uranio.

Al mismo tiempo, la crisis financiera tiene un efecto pasajero en los precios spot del uranio. Tras una subida muy pronunciada del precio spot a mediados de 2007, el mercado spot del uranio ha vuelto a niveles demasiado bajos para justificar muchos de los proyectos anun-ciados en 2006-2007. Es de esperar que el indicador a largo plazo, que muestra menos volatilidad, resista la tendencia descendente mundial.

Aquellos que quieren actuar y especu-lar en el mercado del uranio deben darse cuenta de cuál es el problema real: las plantas productoras de energía con com-bustible nuclear, atendiendo a criterios financieros, no pueden permitirse dejar de operar debido a la falta de liquidez en el mercado. Esto no ha sucedido nunca en el pasado, y es posible que esa sea una ventaja de la energía nuclear que no se ha resaltado lo suficiente y que todos tenemos que tratar de fomentar.

Nuestro principal objetivo es garan-tizar nuestros compromisos y prepa-rarnos para satisfacer las necesidades futuras. Sin duda la presentación del desarrollo de los proyectos de AREVA tranquilizará a nuestros clientes.

A-Active mines

USA

CANADA

GERMANY

FRANCE

SENEGAL

NIGER

NIGERIA

GABON

NAMIBIA SOUTH AFRICA

JORDAN

KAZAKHISTAN

FINLAND RUSIA

MONGOLIA

AUSTRALIA

CENTRAL AFRICANREPUBLIC

A

AA

B-Mining projects

B

B

B B

BC-Exploration

C

C

C

C

C C

C

C

C

C

C

CC

C

D-Plants/Offices

D

D

D

E-Restructured mines

E

E

E

E

Figura 3. AREVA incluye la minería del uranio dentro de sus actividades en el ámbito nuclear.

Trekkopje : Depósitos de lixiviación para minería. Trekkopje : Planta de desalinización. Kazajistán.


Evolución de los mercados de uranio enriquecido. Unos mercados en optimista transiciónL. Guzmán

LOURDES GUZMÁN es licenciada en Ciencias Físicas por la Universidad Autónoma de Madrid y Plan de Desarrollo Directivo por la Escuela de Organización Industrial.Se incorporó a ENUSA en 1995 en el Departamento de Ingeniería del Núcleo como responsable de Diseño Nuclear de Reactores BWR para pasar en 2006 a la Dirección Financiera y de Aprovisionamiento, siendo actualmente responsable de la Gestión de Aprovisionamiento de Uranio Natural.

En este artículo se comenta la evolución de los mercados de componentes de uranio enriquecido (concentrado, conversión y enriquecimiento) partiendo de la situación que se describió en la Revista de la SNE en febrero de 2004. Se analiza cómo se ha llegado a la situación de principios de 2009, con los precios de concentrados en descenso aunque a valores 4 veces superiores a los del año 2004, los de la conversión estables aunque el doble que en aquel momento y los del enriquecimiento en un suave ascenso.Finalmente se comenta el efecto de la Crisis Financiera en el mercado de los concentrados así como la transición tecnológica en que está inmersa la industria del enriquecimiento.

INTRODUCCIÓN

Este artículo revisa la evolución reciente de los mercados de uranio enriquecido desde el año 2004 hasta el presente. Tra-ta asimismo de sacar alguna conclusión sobre cómo podrá ser la situación futura.

Tomamos como punto de partida el artículo “Evolución de los Mercados de Uranio Enriquecido. El “Caso Peor”, ¿Una Posibilidad Real?”, publicado en la revista de la SNE en el número de febrero de 2004. En dicho artículo se analizaban los mercados del uranio en-riquecido durante el periodo 2000-2003, llegando a las siguientes conclusiones sobre el estado del mercado en aquel momento:• La situación de la oferta de concen-

trados y conversión era preocupan-te por la dependencia en unos pocos productores, sometidos durante un largo periodo a precios muy ajustados e incluso por debajo de los costes. La brusca subida de precios de mercado fue una consecuencia lógica de esta situación y se desató con una serie de incidentes serios ocurridos durante 2003, que confirmaron el problema. En ese momento el precio del U3O8 estaba en el orden de los 15 $/lb y la

conversión alrededor de los 7 $/kg U(UF6).

• El caso del mercado de enriqueci-miento se puede considerar algo dis-tinto ya que se encontraba en una fase más madura. Se había invertido en el mantenimiento de la producción, al mismo tiempo que en el desarrollo de las instalaciones, que próximamente sustituirán a las actuales plantas. Así, tras un repunte anterior, el precio en aquel momento se encontraba estable entorno a los l08 $/UTS.Vamos a ver a continuación cómo las

circunstancias de los mercados que se presentaban en el mencionado artículo han determinado su desarrollo poste-rior. No se puede considerar una mera extrapolación ya que, especialmente en el caso de los concentrados y la con-versión, lo ocurrido posteriormente ha alcanzado unas dimensiones que han superado las expectativas.

EL URANIO ENRIQUECIDO

El material que se irradia en los reacto-res es óxido de uranio (UO2), normal-mente enriquecido en el isótopo fisible U-235 desde su contenido natural de 0,7ll% hasta un enriquecimiento variable

This paper deals with the evolution of the enriched uranium component markets (uranium concentrates, conversion and enrichment), starting with the situation described on this same SNE Magazine on February 2004.The situation that has been reached as on beginning 2009 is analysed, when the concentrates prices decreasing, even at values 4 times higher than those in 2004; the conversion prices in a stable situation even at double price than in that moment, and the enrichment ones living a soft increasing process.Finally, it is commented the effect of the Financing Crisis on the concentrates market and also the technological transition that is currently living the enrichment industry.

entre un 3,0 y un 4,95% de U-235. Se parte del uranio natural obtenido en explotación minera (U3O8) que es pre-ciso convertir a UF6 natural, ya que es en esta forma en la que posteriormente se enriquece. El proceso final es su con-versión a UO2 y posterior fabricación de elementos combustibles para su carga en el reactor.

Cada uno de estos procesos es inde-pendiente, dando lugar a tres mercados distintos: concentrados, conversión y enriquecimiento. La última conversión a UO2 es un proceso integrado en la fabricación. Cada uno de estas etapas supone un proceso industrial diferente, de forma que los mercados, aunque rela-cionados entre sí, siguen evoluciones sin relación entre sí y se analizan de forma separada.

Al ser industrias tan distintas, su con-tribución al precio final del kg de U en-riquecido lo es también. Como se puede ver en la figura l, a los precios actuales la mayor contribución se la disputan el en-riquecimiento y los concentrados. Estos valores contrastan con los del año 2007, cuando el precio de los concentrados al-canzó un máximo histórico, y en el lado opuesto, con los del año 2000, donde



el precio de los concentrados marcó el mínimo histórico

EVOLUCIÓN DE LOS MERCADOS ENTRE 2003 Y 2008

Concentrados

Si algo ha marcado el mercado spot de los concentrados en el periodo 2004-2008 ha sido la volatilidad del precio del uranio, con una subida espectacular que le ha llevado a alcanzar en el año 2007 un valor máximo absoluto, para desplomarse a continuación, aunque sin llegar a valores tan bajos como los de la época anterior.

El catalizador inicial de la subida de los precios fue una serie de interrupcio-nes del suministro que tuvieron lugar durante el año 2003, debido a la falta de inversión en la industria desde l980 que supuso que la producción primaria no evolucionara desde entonces. Esto aumentó significativamente la tensión en el suministro y el temor sobre la fragi-lidad del mismo.

Sube la demanda

Tras la reducción de los stocks que tuvo lugar en los años 80, las reiteradas inte-rrupciones de suministro ya menciona-das llevaron a las empresas eléctricas a plantearse la necesidad de reconstruir-los, lo cual aumentó la demanda ines-peradamente y en un momento nada propicio.

Muchos de los productores se vieron obligados a acudir al mercado spot para comprar material con el que abastecer los contratos comprometidos, contribu-yendo así también al aumento de la de-manda. En este punto cabría preguntar-se: ¿tenían esta necesidad real o algunos de ellos intervinieron en el mercado con doble intención? No hay que olvidar el hecho de que comprando caro fomenta-ban la subida del precio y con ello favo-recían indirectamente sus ventas.

Para acabar de desequilibrar la de-manda, la comunidad financiera decidió volver sus ojos al mercado del uranio, que hasta entonces había estado funcio-nando con un sistema tradicional en el

que los suministradores eran producto-res primarios o intermediarios recono-cidos, y los consumidores eran propieta-rios de centrales nucleares que adquirían el uranio para quemarlo en sus reacto-res. Alrededor del año 2005 hicieron su aparición los inversores financieros que compraban el uranio para almacenarlo y crear fondos de inversión que aumen-taban su valor cuanto más alto fuera el precio del uranio, con lo que no tenían ningún escrúpulo en favorecer dicha su-bida sin límite, como así sucedió.

Aparece nueva oferta

Ante la subida de los precios, en estos años aparecieron nuevos suministra-dores, en muchos casos pequeños pro-ductores (“junior”) con unos costes de producción ligeramente superiores a los grandes y que encontraron un mercado perfecto para conseguir una alta rentabi-lidad inmediata. Subastaban su produc-ción al mejor postor, con los inversores financieros y las empresas eléctricas pu-jando para conseguir el uranio.

Asimismo, aparece en el mercado una nueva figura: el “broker de com-modities”. Presentes en otros merca-dos de materias primas e incluso de la electricidad, el interés que suscita en la comunidad financiera el mercado del uranio hace que empresas dedicadas a esta tarea inicien una actividad frenética también en él, trayendo sus prácticas de venta muy activas e incluso, en ocasio-nes, agresivas. Esto convulsiona un mer-cado acostumbrado a hacer los negocios a otro ritmo, además de otorgarle más transparencia, aunque también más vo-latilidad.

El mercado cambia

El mercado del uranio cambió entonces de ser un mercado de compradores, en el cual el cliente dominaba, a un mer-cado de suministradores. El proveedor tradicional imponía condiciones en al-gunos casos abusivas, aprovechándose de las condiciones creadas por los junior y sus subastas, los brokers y sus prácti-cas comerciales y los inversores finan-cieros comprando compulsivamente. Las empresas eléctricas admitían esta circunstancia por la necesidad de recar-gar sus reactores y la percepción general de escasez de material.

Se alcanzó el punto culminante en el año 2007, cuando el precio casi se dupli-có de 72 $/lb en enero hasta el máximo de l35 $/lb en junio.

Entonces la demanda prácticamente desapareció del mercado. Algunos sumi-nistradores se vieron en la necesidad de vender el material para conseguir cierta liquidez y no tuvieron problema en acep-tar precios más bajos. Esto provocó un

Figura 1. Evolución de la contribución de los precios al coste total del combustible.

Figura 2. Evolución reciente de los precios de concentrado.


brusco descenso del precio que a finales de septiembre de 2007 se situó al mismo nivel que en enero.

A partir de entonces el precio se movió dentro de esta volatilidad, bajando según los suministradores necesitaban ingresos, y repuntando cuando la demanda reapa-recía tímidamente, aunque siempre con una tendencia general a la baja.

Estos precios del mercado spot (entre 70 y 90 $/lb) quedaban muy por enci-ma de los costes de producción de la mayoría de las minas conocidas, que se estima que no superaría los 30-40 $/lb. De forma que esta subida espectacular de los precios tuvo su cara positiva en el comienzo de nuevos proyectos de pro-ducción y de exploración que auguraban un aumento de la oferta en el medio plazo que favorecería un reajuste futuro de los precios.

Y llega la crisis

El año 2008 comenzó para los concentra-dos de uranio en la situación descrita, con la demanda prácticamente inexistente y provocando que los precios continuaran en una lenta bajada, hasta el momento en que estalló la crisis financiera, mediado el año. Cuando esto ocurrió, los inverso-res financieros se vieron en la necesidad de liquidar sus inventarios con el fin de conseguir liquidez (entre ellos, Lehman Brothers, que acumulaba un importante stock de uranio). Así, de la misma forma que en años anteriores no tuvieron nin-gún problema en subir artificialmente el precio del uranio, ahora sacaban al mercado su uranio a precio de saldo, con el único fin de recuperar solvencia y pro-vocando un desplome en el precio del mercado sport.

Durante la última parte del año 2008 los compradores (empresas eléctricas, intermediarios, pero también produc-tores consolidados) se aprovecharon de este derrumbe de los precios. Sin embargo, al comenzar el nuevo año la situación crediticia ha ido a peor dando lugar a que las empresas, a pesar de los precios sumamente atractivos en que se encuentran ahora mismo los concentra-dos, tienen dificultades para financiar estas compras o, al menos, no quieren correr el riesgo teniendo en cuenta ade-más que la mayoría de la necesidades de los reactores están cubiertas en el cor-to plazo. La demanda ha desaparecido prácticamente del mercado spot y el pre-cio sigue, por lo tanto, bajando aunque ahora ya de forma muy lenta y con unos indicadores basados en especulaciones, ya que apenas existen transacciones.

¿Y el futuro?

La crisis financiera ha afectado a todos los ámbitos. De los numerosos proyec-

tos de nuevos reactores que se estaban poniendo en marcha por todo el mundo, muchos de ellos han quedado cancela-dos o, al menos, retrasados. Asimismo, muchas de las nuevas minas que estaba previsto que entraran en producción en los próximos años han quedado en suspenso ante la falta de financiación y el desplome de los precios. Incluso algu-nas de las grandes compañías mineras están teniendo que hacer frente a graves dificultades financieras.

Qué deparará el futuro depende prin-cipalmente de los efectos que deje esta crisis. Algunos nuevos proyectos mine-ros están en entredicho; los consolidados tienen que hacer frente a problemas de financiación; las necesidades a corto plazo de concentrados de las empresas eléctricas están cubiertas. Parece que entraremos en un periodo de estancamiento hasta que la economía vuelva a reflotar y entonces será vital relanzar el desarrollo de las nuevas minas ya que, adicionalmente, el uranio proveniente del acuerdo HEU entre Ru-sia y EEUU de desmantelamiento de las cabezas nucleares finaliza en el año 20l3 y será necesario cubrir ese material con producción primaria. Lo que desde luego

parece lógico es que el precio del uranio recupere unos niveles de precios más re-lacionados con los costes de producción, que desde luego no son los precios extre-mos de l0 $/lb en los años 90 pero tampo-co los l35 $ en el año 2007. Todo esto con el permiso de la comunidad financiera.

CONVERSIÓN

Si la característica del mercado spot del uranio durante los últimos años ha sido la volatilidad, la del mercado de la conversión ha sido la estabilidad, como se puede ver en la figura 3.

El problema de la conversión

La industria de la conversión tiene el problema de tener la producción occi-dental (dejando aparte a la producción Rusa) concentrada en tan sólo 3 plan-tas. Otra fuente importante de UF6 es el acuerdo del HEU que se ha mencio-nado anteriormente. Así, cualquier di-ficultad que surja en el funcionamiento de estas plantas tiene un efecto grande e inmediato en el suministro y, como consecuencia, en el precio.

Figura 3. Evolución reciente de los precios de la conversión.

Figura 4. Situación de las plantas de conversión y de enriquecimiento.



Además, dos de estos centros de pro-ducción están en EEUU, a la inversa que el enriquecimiento, el siguiente es-labón de la cadena, que tiene la mayor producción en Europa. Esto obliga a un traslado constante entre EEUU y Euro-pa de UF6 natural para ser enriquecido.

Consecuencias

En los primeros años, entre 2004-2005 el precio del mercado spot subió desde los 4-5 $/kg U hasta los ll-l2 $/kg U de-bido a problemas de producción en las plantas de EEUU, lo cual provocó una tensión en el suministro aún mayor que en el caso de los concentrados.

En el año 2005 se recuperó la pro-ducción normal, proporcionando una estabilidad al mercado spot que se ha mantenido hasta hoy, con unos precios localizados entre los l0 y los l2 $/kg U e incluso en el caso de Norte América, bajando hasta los 9$/kg U.

Lo sorprendente de esta situación es que las fábricas de conversión no se han visto eximidas de problemas durante este periodo, siendo el caso más llamativo el de la planta de Cameco, en Canadá, que ha estado parada durante la mayor parte del año 2008 y se prevé que continúe ce-rrada durante la primera mitad del 2009.

Contradicciones

Las razones por las que el mercado spot de conversión parece no verse afectado por esta disminución en el suministro pueden encontrarse en:• Tras los problemas de los años 2003-

2004 tanto productores como con-sumidores habían hecho acopio de importantes stocks de UF6 que han permitido su uso durante los años

2007-2008 cubriendo así la falta de producción.

• Cameco es una de las empresas encar-gadas de comercializar el UF6 prove-niente del acuerdo HEU, contribu-yendo así mismo a paliar la carencia de conversión.No obstante esta es una situación que

se acerca a su fin. Cameco no acaba de solucionar sus problemas de suministro y todo parece indicar que está acabando con sus stocks. Se espera, por lo tanto, que este periodo de estabilidad esté to-cando a su fin y que el precio comience a subir por la escasez de suministro.

¿Y el futuro?

No hay mejores perspectivas en el me-dio-largo plazo. El acuerdo del HEU finaliza en el año 20l3 y a los efectos es como si desapareciera una de las plantas de producción. Además, el desequilibrio geográfico que presenta la conversión no se acaba de solucionar.

Con el fin de paliar estos problemas se ha comenzado a trabajar en nuevas posi-bles instalaciones, como la de Comur-hex II, en Francia. Un rumor sitúa una nueva planta potencial en Gran Bretaña según un acuerdo entre las empresas Converdyn y Urenco, y un acuerdo entre Cameco y Kazatomprom para construir otra planta en Kazajistán.

Aunque la conversión en la actualidad es el eslabón más débil de la cadena de suministro, la industria ha comenzado ha poner las soluciones necesarias para cam-biar esta situación en los próximos años.

ENRIQUECIMIENTO DE URANIO Desde el comienzo del año 2006 el pre-cio de la Unidad Técnica de Separación

(UTS, unidad de medida de los servi-cios de enriquecimiento de uranio), ha subido constantemente en el mercado spot, aunque a un ritmo más lento que el mostrado por el mercado del uranio, como se puede ver en la figura 5.

Dos son principalmente las causas de dicha subida:• El aumento del precio de la electrici-

dad que ha llevado a que los costes de producción de las plantas de difusión (USEC y EURODIF) se haya incre-mentado. Los productores con plan-tas de centrifugación (URENCO), que consumen menos energía, simple-mente han aprovechado la situación.

• El aumento del precio del uranio, que ha hecho necesario reducir las colas de enriquecimiento para optimizar el consumo de uranio natural y obtener así el coste óptimo del uranio enrique-cido. Esta reducción permite ahorrar uranio, que está a un precio muy ele-vado, utilizando más UTS, elevando por tanto la demanda de UTS.Esta subida del precio se ha visto com-

pensada en Europa por la fortaleza que ha mantenido el euro en los últimos años. Así, como se puede ver en la figura 6, el precio de la UTS se ha mantenido prácticamente constante en euros, beneficiando con ello a los compradores de la zona euro.

Cambios de escenario en el enriquecimiento de uranio

El mercado del enriquecimiento se ve ahora mismo influido por una serie de situaciones con gran impacto sobre el mismo y de las que dependerá su evolu-ción futura.• Rusia ha igualado el precio de sus

UTS a las del mercado occidental. Históricamente, TENEX (la em-presa enriquecedora rusa) vendía sus UTS a un precio notablemente más bajo que el del mercado spot y esta circunstancia ha ido desapareciendo paulatinamente hasta el momento ac-tual en que no hay distinción alguna entre unos precios y otros.

• Rusia podrá comercializar una parte de su producción de UTS en EEUU a partir del año 20l4, mercado que hasta entonces tiene vetado (Suspen-sion Agreement).

• La Corte Suprema de los EEUU ha atribuido a la UTS la calidad de pro-ducto. Esta sentencia es muy importante puesto que permite aplicar leyes anti-dumping a la importación de uranio en-riquecido a los EEUU. Da así la razón a USEC que demandó a EURODIF por aplicar unos precios por debajo de costes en EEUU (el llamado “Trade Case”). La consecuencia directa será que las UTS importadas desde EURODIF a EEUU tendrán un sobreprecio.Figura 5. Evolución reciente de los precios del enriquecimiento.


• Al igual que en la conversión, existe un desequilibrio geográfico de la produc-ción, con la mayoría del enriquecimien-to en Europa. En este caso la industria ha reaccionado y está desarrollando nuevos proyectos en EEUU que ven-drán a equilibrar la situación.

Un mundo de centrifugadoras

La industria del enriquecimiento se ve inmersa en una transición tecnológica desde la difusión, tecnología altamente consumidora de energía, poco rentable en estos momentos de altos precios de la electricidad pero muy flexible, hacia la centrifugación, mucho más efectiva pero también sin ninguna flexibilidad.

AREVA iniciará la producción de su planta de centrifugación en Fran-cia a lo largo del año 2009, llegando a la plena producción en el año 20l5. En el año 20l0 tienen previsto cesar la comercialización de las UTS de la plan-ta actual de EURODIF. Tiene también

previsto construir una planta de centri-fugación en EEUU, ahora mismo en proceso de licencia.

URENCO por su parte está constru-yendo una planta en EEUU basada en su tecnología de centrifugación que ya funciona en Europa, y tiene previsto que comience la producción también en 2009, alcanzando la plena capacidad en el 20l3. Adicionalmente ha anunciado que para el año 20l5 duplicará su capacidad.

USEC opera en EEUU la otra plan-ta de difusión ahora mismo operativa, aunque está previsto sustituirla por una planta de centrifugación para la que está desarrollando una tecnología propia. Este proyecto está rodeado de grandes incertidumbres, tanto técnicas al ser una tecnología no probada, como financieras ya que USEC no dispone de financia-ción propia para este proyecto y en estos días es muy difícil que la consiga ajena.

SILEX es la tecnología desarrollada para enriquecer uranio mediante láser. Se desarrolló inicialmente en Austra-

lia y, posteriormente, en EEUU por USEC aunque la descartó a finales de los 90. General Electric adquirió los derechos y, actualmente, está tratan-do de desarrollarla dentro del proyecto Global Laser Enrichment (GLE). Por el momento está realizando las pruebas iniciales antes de tomar una decisión sobre la viabilidad del proyecto a nivel comercial. Si este sistema tuviera éxito sin duda sería una revolución por su al-ta eficacia con una utilización muy baja de energía frente a sus competidores, lo que redundaría en una reducción de los costes de producción de la UTS, además de mantener una interesante flexibilidad.

¿Y el futuro?

Cómo evolucionen estos proyectos ade-más de las relaciones comerciales de EEUU con Rusia (Suspension Agree-ment) y con los enriquecedores euro-peos (Trade Case), además del impacto de la desaparición del acuerdo HEU, será lo que marque el futuro a medio y largo plazo del mercado del enriqueci-miento.

CONCLUSIONES

Como se ha descrito a lo largo de este artículo, la situación del mercado que se mostró en el artículo “Evolución de los Mercados de Uranio Enriquecido. El “Caso Peor”, ¿Una Posibilidad Real?”, se ha constatado posteriormente con un mercado del enriquecimiento más es-table por haber sufrido antes la subida de precios que favoreció las inversiones en producción y el mercado de la con-versión y los concentrados alcanzados por esta situación más tarde, como ya vaticinaba el mencionado artículo.

Sin embargo, como se ha expuesto a lo largo de este artículo, el mercado del uranio enriquecido está reaccionan-do al común denominador que es la necesidad de nueva producción para equilibrar el balance oferta/demanda, ahora mismo muy ajustado. En el caso del enriquecimiento ya es una realidad; en el del concentrado ya se ha iniciado aunque la crisis financiera haya venido a ralentizarlo, y en el de la conversión, el eslabón más débil en la cadena de suministro, se están llevando a cabo las medidas necesarias para lanzarlo en un futuro próximo.

En todo caso el efecto de estas situa-ciones se puede atenuar realizando una política optimizada de compras y sumi-nistros como la que ENUSA, en nombre de la Comisión de Aprovisionamiento (CAU), realiza para los reactores espa-ñoles y que se comenta en otro artículo incluido en esta publicación.

Figura 6. Evolución reciente de los precios del enriquecimiento en $ vs €.

Figura 7. Evolución del suministro desde 1996 hasta 2016.



Reactores nucleares de hace 2000 millones de años y las constantes del universoG. Sánchez

GUILLERMO SÁNCHEZ trabaja desde 1983 en ENUSA Industrias Avanzadas S.A. Enseña matemáticas en la Universidad de Salamanca desde 1992. Ha publicado más de 100 artículos y ponencias, la mayoría sobre temas científicos.

En 1942 Enrico Fermí puso en marcha la primera pila nuclear construida por los seres humanos. Sin embargo, en la Tierra ya habían funcionado reactores nucleares hace miles de millones de años. Así se ha podido comprobar en los yacimientos de uranio de Oklo. Análisis recientes de muestras de xenón allí encontradas nos descubren detalles de aquel fenómeno. Los resultados pueden ser útiles en diseño de almacenes subterráneos de residuos radiactivos. Además la medida del samario en Oklo puede tener implicaciones en el desarrollo de nuevas teorías físicas.

UN DESCUBRIMIENTO INESPERADO

En la planta francesa de enriquecimien-to de Pierrelatte, en mayo de l972, el analista quedó extrañado al comprobar que el espectrómetro de masas indi-caba un contenido de 0,7l7% átomos de U-235 en el uranio de la muestra de UF6 natural. Los resultados de miles de análisis en uranio natural en todas las partes del mundo mostraban que la fracción de átomos de U-235 en el total de uranio era siempre 0,720% (ex-presado en porcentaje en peso equivale a 0,7ll%). Incluso los análisis de las rocas lunares y de meteoritos daban siempre ese contenido del isótopo U-235. La dis-crepancia era pequeña, pero Pierre-latte era una instalación militar don-de se contabilizaba rigurosamente el material nuclear. El Comisariado de Energía Atómica francés inició una in-vestigación. Se descartó que la causa fuese una contaminación de la muestra con uranio empobrecido (uranio de un contenido de U-235 menor de 0,72% que se produce como subproducto del proceso de enriquecimiento). Se com-probó [l] que se trataba de uranio que provenía de una mina de Oklo, situa-da en el sudeste de Gabón (África). Análisis de muestras del mismo lugar

mostraron incluso una concentración de U-235 menor. En una de ellas el con-tenido de U-235 era de sólo el 0,44%. La cuestión que se planteaba era cómo podía explicarse semejante anomalía. Tras descartar distintas hipótesis se llegó a una explicación aparentemen-te descabellada: en los yacimientos de Oklo, uno o varios reactores nucleares naturales habían funcionado hacía casi dos mil millones de años.

REACTORES NUCLEARES NATURALES

La posibilidad de que hubiera reactores naturales hace miles de millones de años en yacimientos de uranio había sido pre-dicha por G. Wetherill y M. Inghram en l953. En l956, el químico P. Kuroda [2] había calculado las condiciones que deberían darse para que esto ocurriese y eran las siguientes:a) La concentración de U-235 en el ura-

nio debería ser al menos del 3%. Esta situación en la actualidad sólo puede conseguirse a través del proceso de enriquecimiento. Sin embargo, ha-ce miles de millones de años todo el uranio que existía en el Sistema Solar cumplía esta condición. Es así porque de los dos isótopos padre que forman el uranio natural, el U-238 y

Enrico Fermi in Chicago in 1942 made a nuclear reactor. However it had a natural predecessor, the fossil reactor found in 1972 in OKLO. About 2 billion years ago a uranium deposit spontaneously underwent nuclear fission. Xenon samples from this site are now becoming clear how this phenomenon happened. Scientists are learning from the natural reactors the long term behavior of the disposal of nuclear waste. The Oklo reactors may also teach us about the fundamental physical theories.

el U-235, el U-235 (periodo de desin-tegración: 704 millones de años) se desintegra a un ritmo casi siete veces más rápido que el U-238 (periodo de desintegración: 4468 millones de años). De esto se deduce (figura l) que cuando se formó la Tierra [3], hace unos 4,5 mil millones de años, el uranio natural tenía un l7% de U-235 y hace dos mil millones de años el 3%, similar al del enriquecimiento utiliza-do por los reactores nucleares civiles. (Con uranio natural aún hoy en día se puede hacer un reactor nuclear. Sin embargo, se requieren condicio-nes tan especiales que no es creíble que puedan darse de forma natural. Por ejemplo, los reactores CANDU lo consiguen utilizando agua rica en deuterio).

b) La veta que contenga el uranio debería ser de al menos 70 cm de espesor. Con ello se garantiza que tras iniciarse las reacciones de fi-sión la gran mayoría de los neutro-nes interaccionan con otros núcleos de uranio. Con espesores meno-res una proporción importante de los neutrones se fugarían sin fisio-nar a otros núcleos. Asimismo, la concentración de la veta debe ser muy alta y contener pocos venenos (absorbentes) neutrónicos; en otro


caso los neutrones serán absorbidos por átomos no fisionables.

c) Deberá existir un moderador. Del mismo modo, en los reactores actua-les se requiere la presencia de una sustancia que frene los neutrones favoreciendo la fisión de los átomos de U-235. El moderador universal es el agua, concretamente el hidróge-no que la forma. Aunque hay otros moderadores, como el deuterio o el carbono, la posibilidad de que en un yacimiento se acumulase una concen-tración suficiente no es creíble.

Estas condiciones se daban hace mil setecientos millones de años en varias de las vetas del yacimiento de Oklo (fi-gura 2). En total, se ha encontrado una veintena de reactores naturales de fisión en Oklo y en dos yacimientos próximos. Además de la anomalía isotópica en la re-lación U-235/U-238, la presencia de otros isótopos estables resultantes de la desin-tegración de productos de fisión (figura 3). y transuránidos ratificaban, sin lugar a dudas, que allí se habían producido reac-ciones automantenidas de fisión.

Todo lo anterior se conoce desde los años setenta del siglo pasado [4]. En esta misma revista se ha citado el hecho en algunas ocasiones [5]. Sin embargo, nuevas investigaciones con sistemas de medida altamente sensibles nos infor-man de los detalles de cómo debió ser aquel fenómeno. Los resultados pueden ser útiles en diseño de almacenes sub-terráneos de residuos radiactivos. Pero hay otros aspectos de gran alcance por sus implicaciones en la física fundamen-tal y la cosmología.

¿CÓMO SE FORMARON Y FUNCIONARON LOS REACTORES DE OKLO?

Una primera cuestión que se plantea es cómo se formó un yacimiento con una concentración de uranio tan alta. Como todos los elementos pesados, los isótopos del uranio se habían formado en supernovas. Durante el proceso de formación de la Tierra habrían acabado altamente diluidos en la corteza terres-tre. La intensa actividad orogénica en Oklo fue depositando accidentalmente uranio en una capa de arenisca de hasta l km de anchura, que estaba situada sobre capas de granito inclinadas 45o, lo que favorecía la escorrentía del agua hacia el subsuelo profundo. Hace dos mil millones de años la aparición de los primeros seres vivos –las algas azul-verdosas– que utilizaban el proceso de fotosíntesis fue reduciendo el alto contenido de CO2 que hasta entonces tenía la atmósfera, e incrementando el de oxígeno. Éste alcanzó una con-centración comparable a la actual. El

oxígeno atrapado en el agua infiltrada favorecía la oxidación de los depósitos de uranio que de esta manera se hacían algo solubles y eran arrastrados hacia la superficie concentrándose en algunas zonas donde la ley del mineral llegó a alcanzar el l0%. En estas zonas las fisiones espontáneas de los isótopos de uranio proporcionaban los neutrones necesarios para inducir las reacciones de fisión. La presencia de corrientes de agua subterránea favorecía que las reacciones en cadena persistiesen un tiempo hasta que el calor producido hacía hervir el agua. El vapor resultante se filtraba hacia fuera del mineral. Sin apenas agua y con el envenenamiento producido por los productos de fisión, las reacciones se paraban hasta el en-friamiento. La fuga de los productos de fisión y la presencia de nuevo de agua líquida reiniciaban el proceso. En cier-to sentido el fenómeno es parecido al de los géiseres.

A. Meshik y su equipo, a partir del análisis de los isótopos del xenón en un reciente estudio [6], concluyen que las reacciones se repetían en ciclos de media hora de funcionamiento y dos horas de parada. Para ello se basan en lo siguiente:

Entre los productos de fisión algu-nos se desintegran en isótopos estables de xenón que son los que aún se con-servan en el yacimiento. Las mayores concentraciones de xenón se han me-dido en las capas de fosfato de alumi-nio que rodean al mineral de uranio. Dentro del mineral la concentración de uranio es baja. La explicación más sencilla sería la de suponer que los ga-ses de xenón, al ser calentados en el mineral de uranio, fluyeron hacia el exterior de la zona caliente. Sin embar-go, la anómala composición isotópica del xenón encontrado (comparados con un reactor convencional, las canti-dades de xenón l3l y l32 son más altas y

U-23530%

Años hasta el presente

Formación de la Tierra

Oklo

25%

20%

15%

10%

5%

5x109 4x109 3x109 2x109 1x109 0

0%

Figura 1- Evolución del contenido de U-235 en el uranio natural.

Figura 2.- Esquema geológico de los yacimientos de Oklo: (1) Zona donde ocurrieron las reacciones de fisión. (2) Arenisca. (3). Veta de uranio. (4) Granito (Procedencia: http://www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml).



las de xenón l34 y l38 más bajas que lo habitual) sugiere que parte del xenón corresponde a la desintegración de isótopos de iodo. El iodo es fácilmente soluble en el agua. El agua (figura 4), al calentarse por la presencia de reac-ciones de fisión, se desplaza hacia fuera del mineral de uranio, donde los isóto-pos de iodo se desintegran en xenón. A partir de la composición isotópica del xenón encontrado se han podido determinar cuáles eran los isótopos de iodo precursores. La explicación de la composición isotópica se adapta bien a un ciclo de funcionamiento donde las reacciones de fisión se automantienen durante media hora. En las dos horas siguientes, estas reacciones dejaban de producirse hasta que de nuevo el agua penetraba en el mineral, repitien-do el ciclo. La potencia liberada era pequeña, del orden de l00 kilowatios, pero el ciclo se mantuvo durante varios centenares de miles de años. Se calcula que en este periodo la energía total liberada fue de unos l30 millones de megawatios-hora.

RESIDUOS NUCLEARES ALMACENADOS DURANTE MILLONES DE AÑOS

Otro hecho sorprendente es la extraor-dinaria capacidad del yacimiento para retener sustancias radiactivas por tiem-po suficiente para que se conviertan en productos estables. Por ejemplo, el fosfato de aluminio que rodea algunas de las vetas de uranio, trascurridos dos mil millones de años aún mantiene atra-pado un gas noble como es el xenón. Esto puede ser de gran utilidad para el diseño de almacenamientos geoló-gicos profundos donde almacenar los residuos de alta actividad de las centra-les nucleares hasta que estos pierdan

su radiactividad. Ello demuestra que la capacidad de retención de algunas formaciones geológicas permitiría per-fectamente mantener confinados los productos de fisión y los transuránidos, como el plutonio 239, durante millones de años, hasta que se desintegren prác-ticamente todos esos residuos radiac-tivos [7].

Los yacimientos de Oklo perma-necieron aislados durante cientos de millones de años a gran profundidad. Sólo durante los últimos dos millones de años los movimientos orogénicos aproximaron al mineral de uranio lo suficiente a la superficie para permitir su explotación.

REACCIONES SORPRENDENTES

Conocer con detalle cómo funciona-ron los reactores de Oklo puede tener implicaciones inesperadas en la bús-queda de una gran teoría física que nos explique cómo funciona nuestro universo.

Los diseñadores nucleares y los ope-radores de los reactores nucleares ponen especial cuidado en controlar el conteni-do de samario l49. Este isótopo estable se produce a partir de la desintegración del producto de fisión neodimio l49. El samario l49 se comporta como un veneno neutrónico, es decir, posee una alta probabilidad de capturar neutro-nes de cierta energía (sección eficaz de captura neutrónica elevada). El samario l49 al capturar un neutrón se trasforma en samario l50, que es estable tras una emisión gamma. En l976 el físico ruso A. Shlyakhter [8] se dio cuenta de que la reacción de captura de un neutrón por el samario l49 se produce debido a una rara resonancia del núcleo. Las resonancias ocurren en fenómenos na-turales (de todos es conocido cómo un

robusto puente puede hacerse añicos al vibrar con una frecuencia determina-da). Afortunadamente son infrecuentes; de otro modo viviríamos en un mundo completamente inestable. En el caso de una reacción nuclear, una resonancia se produce cuando la suma de las energías de los componentes que intervienen es próxima a un estado estable del isótopo resultante.

Existe una conocida y milagrosa re-acción de resonancia que explica por qué el carbono es tan abundante en el universo, gracias a lo cual existe el que ésto escribe, al igual que el lector y el resto de los seres vivos. La explicación la encontró el famoso cosmólogo Fred Hoyle estudiando el proceso de forma-ción de los elementos en las estrellas. Las estrellas emiten energía gracias a las reacciones de fusión que en ellas se van produciendo. En estrellas jóvenes la mayor parte del “combustible” lo apor-tan la fusión de átomos de hidrogeno y helio, productos remanentes, espe-cialmente el hidrógeno, del Big Bang. Para que se produzca el carbono se re-quiere la participación de tres átomos de helio. Primero dos núcleos de helio se fusionan formando el berilio. A con-tinuación el berilio se fusiona con otro núcleo de helio y forma el carbono. Esto es posible porque el carbono posee un nivel energético de 7,667 MeV, que está ligeramente por encima de la suma de

Neodynium isotope

FissionNatural

1420

5

10

15

20

25

30

142 144 145 146 147 148 149 150 151

Perc

enta

ge

Figura 3.- Se muestra la composición isotópica del neodimio en las muestras de Oklo y se compara con las habituales en la naturaleza. La composición del Nd de Oklo responde a la esperada en productos de fisión (PF) de U-235 (Por ejemplo: el Nd 142 no se genera como PF, y eso casa con las muestras de Oklo).

En Oklo se han localizado 16 reactores y uno, a 20 km, en Bangombe.


las energías de helio más berilio, que es de 7,367 MeV. Cuando la energía tér-mica del interior de la estrella se añade a la del helio más berilio se alcanza justa-mente la necesaria para formar carbono. Esta reacción es resonante, producien-do ingentes cantidades de carbono. Sin embargo, la reacción siguiente, carbono

más helio para formar oxígeno, afortuna-damente es muy improbable al no darse las condiciones de resonancia, y como consecuencia el carbono sobrevive en la estrella. Más adelante los átomos de carbono emitidos al espacio permiten que se origine la vida por su particular avidez en formar macromoléculas. Si

el oxígeno presentase una resonancia similar al carbono, el carbono se habría trasformado en oxígeno. Las caracterís-ticas químicas del oxígeno no permiten que se formen grandes moléculas y, por tanto, no existiría la vida como la conocemos. Una situación similar a la formación de carbono se da en la reac-ción de interacción del samario l49 con un neutrón. La energía resultante es casi exactamente la correspondiente al samario l50. De no haber sido así, el sa-mario l49 raramente capturaría al neu-trón, y de hacerlo sería transformándo-se en un isótopo inestable. Shlyakhter se preguntó si estas condiciones tam-bién se daban hace 2000 millones de años. Esta reflexión es más profunda de lo que a primera vista pudiera pare-cer, como se verá.

EL SAMARIO Y LA CONSTANTE DE ESTRUCTURA FINA

Las reacciones nucleares como las des-critas y la estructura de la materia en general las explica la Teoría del Mode-lo Estándar (TME) al que nos hemos referido en un artículo anterior [9]. La TME, conjuntamente con la teoría ge-neral de la relatividad (TGR), que ex-plica la gravedad, utilizan unas veinte

Interior del yacimiento de Oklo donde se observa el alto contenido de rocas de uranio.

U-235

U-235

I-131oI-132

I-131

I-132

Xe-134oXe-136

Figura 4.- Esquema conceptual de funcionamiento.- En aquellas zonas con alta concentración de uranio en las que penetra el agua (parte superior de la figura) subterránea se inicia las reacciones de fisión en cadena, que persisten unos 30 minutos, generándose productos de fisión (isótopos de xenón,. entre otro). Los isótopos de xenón se desinte-gran en iodos. El agua hirviendo se fuga arrastrando consigo los iodos, las reacciones de fisión cesan durante un par de horas, hasta que de nuevo penetra el agua fría reanudándose el proceso.

10

-150 -100 -50Energy Shift (meV)

RZ10

149 Sm

Cro

ss S

ecti

on

(Rb

)

0 50

30

50

70

90

110T=200 C

T=300 C

130

Figura 5.- Sección eficaz de captura neutrónica del Samario 149 (Sm 149 + n = Sm 150) para T = 200oC y T = 300oC. Si la constante de estructura fina � hubiese variado en el pasado las curvas anteriores se verían desplazadas, entonces la rela-ción isotópica Sm 149/Sm150 debería ser diferente de la que se produce en los reactores térmicos actuales, sin embargo las incertidumbres, entre otras, en determinar la temperatura a la que funcionó Oklo no permiten llegar a una conclusión.



constantes fundamentales, como son la velocidad de la luz (c), la constante de Planck (ħ), la carga del electrón (e), o la constante de gravitación universal (G). Estas teorías utilizan las constan-tes fundamentales como postulados, es decir, no las explican simplemente, sino que las toman como datos cuyos valores han sido determinados expe-rimentalmente. Las predicciones de ambas teorías se ven reiteradamente confirmadas por los datos empíricos. Si estas constantes tuviesen otros va-lores, el universo nada tendría que ver con el que conocemos; por ejemplo: pequeñas modificaciones en alguna de estas constantes no permitirían que se formasen átomos estables. El sueño de muchos físicos teóricos es encontrar una gran teoría de unificación (TGU) que abarque a la TME y la TGR, don-de estas constantes resulten del propio modelo, y no tengan que tomarse co-mo datos de partida, y además permi-tan explicar hechos no predichos por ninguna teoría (por ejemplo, la energía y la masa oscura).

Un aspecto fundamental para cons-truir esa TGU sería saber si estas constantes fundamentales son real-mente constantes [l0] o si son paráme-tros que van variando muy lentamen-te con el tiempo. En este sentido los restos de las reacciones nucleares de Oklo pueden ser un laboratorio excep-cional. Para entenderlo, retomemos la reacción que permite la formación del Sm l50. Como decíamos, ésta es posi-ble gracias a la presencia de la elevada sección eficaz que presenta el Sm l49 para la captura de los neutrones de determinadas energías. En la TME, en el cálculo de las secciones eficaces aparece la denominada constante de estructura fina (α). Esta constante es adimensional y se obtiene a partir de las constantes fundamentales e, ħ y c (en las unidades apropiadas α = e2/(ħ c)). Es decir, la sección eficaz de captura del Sm l49, y por consiguiente la tasa de captura neutrónica, dependen del valor de α. El valor de la constante de estructura fina es conocido con una precisión y exactitud extraordinaria [l/α = l37,035999070 (98)]. Si su valor en el pasado hubiese sido diferente del actual, la tasa de producción de Sm l50 a partir del Sm l49 sería distinta de la que se produce en los reactores actuales. Medidas de gran precisión de la relación Sm l50/Sm l49 en las muestras de Oklo deberían permitir determinar el valor de hace casi dos mil millones de años. Sin embargo, hay un problema añadido: la sección eficaz del Sm l49 depende también de la temperatura (figura 5) a la que se produjeron las reacciones de fisión.

Para ello es necesario simular y acertar con las características reales de las re-acciones que se dieron en Oklo. Varios artículos [ll] se han publicado recien-temente sobre el tema sin un acuerdo unánime. La mayoría ratifican que el valor de α no ha variado, al menos du-rante los últimos dos mil millones de años, pero algunos discrepan. En resu-men, sigue siendo un tema abierto.

LA EXTRAÑA COINCIDENCIA

Como α = e2/(ħ c), un cambio en el valor de α tendría profundas consecuencias en el destino del universo, pues realmente significaría un cambio en al menos una de las tres constantes fundamentales (e, ħ y c). Si el valor de α fuera apre-ciablemente mayor, los núcleos atómi-cos pequeños no podrían existir, pues la repulsión eléctrica de los protones superaría la fuerza de atracción fuerte que los mantiene unidos en el núcleo. Si, por el contrario, el valor de α fuese ligeramente menor que en la actualidad, la densidad de la materia sólida dismi-nuiría, los enlaces moleculares serían menos robustos y los destruirían tempe-raturas menores que las que aguantan hoy en día. Pero la mayor consecuencia probablemente sería que la reacción que origina el carbono en las estrellas, a la que antes nos hemos referido, no se pro-duciría con un cambio en el valor de α de sólo el 4%, como consecuencia de lo cual la vida basada en el carbono no existiría en nuestro universo. Por tanto, si α varía con el tiempo, el cambio debe ser minúsculo. Una buena modelización de las condiciones en las que se dieron las reacciones nucleares en Oklo y unas determinaciones precisas del samario en el yacimiento, a un nivel abordable por la tecnología actual, permitirían detectar un cambio en α del l%, incluso menor, en los últimos dos mil millones de años. El descubrimiento de otros reactores fósiles podría ser de gran ayuda.

No deja de maravillarnos que vi-vamos en un universo que puede ser descrito por un reducido número de leyes matemáticas y veinte constantes fundamentales, que si tuviesen valores ligeramente distintos darían lugar a un mundo completamente diferente. El reto para las mentes con más capacidad de razonamiento abstracto es encontrar una teoría que permita explicar por qué las constantes fundamentales tienen jus-tamente los valores que nos permiten existir. La mejor explicación que por ahora podemos encontrar es recurrir al principio antrópico, según el cual, de la enorme variedad de universos posibles (la teoría de la supercuerdas lo fija en l0500) estamos en aquel en el que las constantes fundamentales toman los

valores que nos permiten existir, y por eso somos conscientes de ello. La bús-queda de una teoría final recuerda a la paradoja de Zenón sobre Aquiles y la tortuga. En cada paso, Aquiles estaba a la mitad de la distancia de la tortu-ga que en el paso anterior, cada vez más cerca, pero nunca la alcanzaría. En cualquier caso, hay que seguir bus-cando esa gran teoría final. Aunque no se llegue a ella, el camino nos seguirá deparando sorpresas. Oklo ya nos ha dado alguna y aún promete más.

REFERENCIAS

[1] Neuvilly M., et al . C.R. Acad. Sci. Paris 275. 1972.

[2] Kuroda, P.K. J. Chem. Phys. 25. 1956.

[3] Sánchez, G.. Los isótopos radiactivos y nuestro pasado. Mundo Científico. Mayo 1994

[4] G.A. Cowan. A Natural Fission Reactor. Sci Am, July 1976

[5] G. Sánchez. El uranio un elemento poco conocido. Nuclear España, julio 2005.

[6] A.P Meshik. The Workings of an Ancient Nuclear Reactor. Sci Am. Noviembre, 2005 (En español: Investigación y Ciencia, enero 2006)).

[7] F. Gauthier-Lafaye. 2 billion year old natural analogs for nuclear waste disposal: the natural nuclear fission reactors in Gabon (Africa). Appl. Phys. 3. 2002.

[8] A. I. Shlyakhter. Direct test of the constancy of fundamental nuclear constants,, Nature (264) November 25. 1976.

[9] G. Sánchez. El gran acelerador de hadrones y la búsqueda de la partícula divina. Nuclear España, octubre 2008.

[10] John D. Barrow and John K. Webb Inconstant Constants Sci Am. Mayo, 2005. (En español: Investigación y Ciencia, agosto 2005).

[11] Petrov, Yu. V., Nazarov, A. I., Onegin, M. S., Petrov, V. Yu., Sakhnovsky, E. G. Natural nuclear reactor at Oklo and variation of fundamental constants: Computation of neutronics of a fresh core. Physical Review C (74) 6. 2006.


Desarrollo de herramientas para la simulación por elementos finitos del transporte de tritio en el diseño de envolturas regeneradoras en ITERS. Terrón, F. Gabriel, C. Moreno, A. Abánades y L. A. Sedano

Los autores de esta ponencias trabajan en las siguientes empresas:

SANTIAGO TERRÓN FRAILE y FRANCK GABRIEL EURATOM-CEA Saclay, Francia.

CARLOS MORENO TEJERA y LUIS ÁNGEL SEDANO MIGUEL EURATOM-CIEMAT, Madrid.

ALBERTO ABÁNADES VELASCO Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de la Universidad Politécnica de Madrid.

Uno de los principales desafíos para la tecnología de fusión nuclear es el suministro del combustible, ya que la reacción prevista para la primera generación de reactores consume tritio (T). La solución propuesta ha sido producirlo dentro del propio reactor, en un dispositivo llamado envoltura regeneradora. No obstante, el control del T no es una tarea sencilla. Las propiedades difusivas de los isótopos del H son enormes, lo cual les permite permear masas sólidas. Hoy en día sólo hay una herramienta validada y aceptada por ITER para simular el complejo fenómeno que representa esta permeación pero, desafortunadamente, está limitada a geometrías 1D. Esto le hace poco adecuada para simular la permeación en las intrincadas geometrías presentes en las envolturas regeneradoras. El desarrollo de una herramienta capaz de simular este fenómeno en geometrías 2D/3D es una necesidad real para el diseño y dimensionamiento de numerosos sistemas en un reactor de fusión. Este artículo presenta los esfuerzos hechos por desarrollar la primera piedra de una herramienta capaz de satisfacer esta necesidad.

INTRODUCCIÓN

Uno de los mayores desafíos para la tec-nología de fusión es el suministro del combustible. La reacción prevista para la primera generación de reactores de fusión requiere tritio (T) y deuterio (D) como combustibles, pero el consumo anual de T de un reactor de l000 MWe sobrepasa ampliamente el inventario disponible y las capacidades de produc-ción actuales. La solución propuesta en el ámbito de la fusión por confinamiento

magnético es producir el T dentro del propio reactor en un dispositivo conoci-do como envoltura regeneradora (bree-ding blanket). Diferentes conceptos de envoltura han sido propuestos y “ma-quetas” de los mismos, los Test Blanket Modules (TBM), van a ser probadas en el futuro reactor experimental ITER.

Dos conceptos de TMB han sido de-sarrollados por Euratom. El Helium Cooled Lithium Lead (HCLL), en el que el T es producido en un flujo fun-dido de la aleación eutéctica de Li y

One of the most important challenges for fusion technology is the fuel supply, since the foreseen reaction for the first generation of fusion reactors consumes tritium (T). The solution proposed is to produce T inside the fusion reactor facility in a device called breeding blanket. However, T control is not an easy task. Diffusive properties of H isotopes are huge, making them able to permeate solid bulks. Nowadays, there is only one validated and ITER QA pedigree qualified tool for simulate this complex phenomenon; but unfortunately, it is a 1D code. This feature makes it inadequate for the intricate geometries present in the breeding blanket concepts. The development of a tool able to simulate this phenomenon in 2D/3D geometries is a real need for the design and sizing of many systems in a fusion reactor. This paper presents the efforts made to develop the first step of a tool able to satisfy this need.

LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE

A partir de este número de NUCLEAR ESPAÑA y durante los siguientes meses abrimos una nueva sección de la revista. En ella, se publicarán las ponencias que han sido elegidas por el Comité Técnico de la Sociedad Nuclear Española, como las

mejores dentro de su temática, entre las presentadas en el Programa Técnico de la 34 Reunión Anual celebrada en Murcia durante el pasado año 2008 y que, por su interés, merecen ser divulgadas a modo de artículo.

En esta primera entrega publicamos la mejor ponencia de FUSIÓN y la mejor de las presentadas en la SESIÓN POSTER.

Mejor ponencia FUSIÓN

Pb, y el Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) en el que el T es producido en cerámicas litiadas. Ambos refrige-rados por He y fabricados en Eurofer, un acero ferrítico-martensítico de baja activación.

Desafortunadamente el control del T no es una tarea sencilla. La capacidad difusiva de los isótopos del H es enor-me comparada con la de otros elemen-tos, lo que les hace capaces de atravesar sólidos. Siendo el T un isótopo radiacti-vo capaz de sustituir al H en cualquier molécula, el conocimiento de su inven-tario en las estructuras sólidas y la eva-luación de los flujos de permeación que las atraviesan, son aspectos claves para el diseño de los sistemas de gestión del combustible en un futuro reactor.

Para evaluar estas magnitudes es necesario disponer de herramientas de simulación. Hoy en día, la herra-mienta de referencia para la simulación del transporte difusivo en ITER es TMAP7, un código desarrollado por el Idaho National Laboratory (INL). Gracias a un largo proceso de desa-rrollo y a un extenso programa de va-lidación experimental, TMAP7 es un


GESTIÓN DE SEGURIDAD

código robusto capaz de simular un gran número de fenómenos involucrados en el proceso de la permeción. Lamen-tablemente tiene una importante des-ventaja: TMAP7 únicamente es capaz de simular la permeación en geometrías lD; resolviendo las ecuaciones que rigen el proceso por diferencias finitas. Esto supone una importante limitación dadas las complejas geometrías presentes en un TBM, por lo que es necesario desarrollar la capacidad de simulación 2D/3D de este fenómeno. El objetivo del trabajo presentado en este artículo ha sido es-tablecer la primera piedra de un código capaz de satisfacer esta necesidad.

Para ello la herramienta utilizada ha sido Cast3M, un “solver” multifísica de elementos finitos desarrollado por el Département de Modélisation des Sys-tèmes et Structures (DM2S) del Comi-sariato de la Energía Atómica francés (CEA), capaz de resolver problemas ter-momecánicos y de mecánica de fluidos en geometrías 3D.

PROCESO DE DESARROLLO

La idea básica seguida en el desarrollo de esta nueva herramienta ha sido la siguien-te: Desarrollar en Cast3M nuevos ope-radores, es decir, porciones de código, con capacidad de cálculo multi-D que implementen los términos específicos de las ecuaciones que rigen le proceso de permeación y compararlos con TMAP7 en geometrías lD. Si la comparación en este dominio de cálculo común a am-bos códigos es satisfactoria, podemos garantizar que la física del problema está bien implementada y que, por tanto, la aplicación directa de estos operadores a geometrías 2D/3D es fiable.

El proceso del seguimiento de esta idea se ha plasmado en los siguientes pasos:– Estudio de la física de la permeación

implementada en TMAP7.– Implementación de los operadores

Cast3M que describen los distintos fenómenos.

– Comparación TMAP7 – Cast3M en geometrías lD

– Aplicación de la nueva herramienta a ejemplos de cálculo 2D.

Física de la permeación implementada en TMAP7

El proceso de permeación de los isótopos del H a través de medios sólidos es un proceso complejo en el que intervienen distintos sub-fenómenos. En líneas ge-nerales, dentro del material la ecuación que rige el movimiento de los átomos a través de una red metálica, y por ende, la evolución temporal de la concentración de estos, es la clásica ecuación de la difusión.

No obstante los distintos sub-fenómenos antes mencionados introducen nuevos términos o condiciones de contorno que deben ser modelizados e implementados mediante operadores Cast3M.

Primeramente, el flujo de átomos que interviene en la ecuación de difusión no sólo está inducido por el gradiente de con-centración de átomos (Ley de Fick) si no que además está influenciado por el gra-diente de temperaturas. Es decir, la dis-tribución de temperaturas en el material metálico en el que los átomos se mueven afecta al movimiento de los mismos. Este fenómeno es conocido como termodifu-sión o Efecto Soret y supone un acople en-tre las ecuaciones de transferencia de calor y las ecuaciones de transferencia de masa.

Por otro lado, una vez que los átomos se encuentran en migración, estos pue-den encontrar defectos en la estructura de la red metálica (dislocaciones, bordes de grano, etc.) que constituyen ubicaciones más estables que los espacios intersticiales de la red entre los que normalmente se mueven, quedando atrapado en ellos. Este fenómeno es conocido como trapping. El aumento de la concentración de átomos atrapados conlleva la disminución de áto-mos en migración, y viceversa, lo que im-plica la inclusión de un nuevo término en la ecuación de difusión y la necesidad de una ecuación de balance entre de átomos entrantes y salientes de los defectos que lo modelize.

Finalmente, una vez que los átomos en migración alcanzan una superficie libre del material pueden salir de este recom-binándose y formando una molécula ga-seosa. Este fenómeno, al que llamaremos simplemente recombinación, constituye una condición de contorno para la ecua-ción de difusión. El flujo de moléculas que abandona el material es proporcional a las concentraciones en la superficie de las especies que la componen.

La descripción detallada de estos tres fenómenos, termodifusión, trapping y re-combinación, y del modelo matemático subyacente puede encontrarse en [l]; así como la descripción de otros sub-fenó-menos implicados en el proceso de la per-meación que no han sido incluidos en esta primera fase de desarrollo.

Implementación de los operadores Cast3M

La implementación de los operadores Cast3M para incluir estos tres fenóme-nos entre las capacidades de simulación del código, ha consistido básicamente en la adaptación de operadores preexis-tentes que Cast3M utiliza para resolver la ecuación de la difusión clásica. En concreto, los operadores Cast3M que modelizan términos fuente y la condicio-nes de contorno convectivas.

Comparación TMAP7 – Cast3M en geometrías 1D

Para comprobar la bondad de la im-plementación de estos fenómenos pro-cedemos a comparar ambos códigos en su dominio de actuación común, las geometrías lD. En concreto tomamos un dominio representativo de una placa infinita de EUROFER de l0 mm de espesor, con una distribución de tempe-raturas lineal y constante en el tiempo entre dos temperaturas, 500 oC y 300 oC, representativas de las alcanzables en los TBM. En él resolvemos la ecuación de la difusión con ambos códigos para dos especies en migración, D y T, teniendo en cuenta termodifusión y trapping. Co-mo condiciones de contorno aplicamos una concentración impuesta y constante en el tiempo en X = 0 mm y la condición de contorno de recombinación en X = l0 mm. Como condición inicial impo-nemos concentración inicial de ambas especies nula en el interior de todo el dominio. Introduciendo estas condi-ciones en ambos códigos procedemos a calcular el transitorio.

Nótese que las ecuaciones de difu-sión que rigen la evolución de ambas especies están acopladas. En concreto, en la condición de contorno de recombi-nación, ya que las moléculas que se pue-den formar por recombinación de los átomos en migración son D2, T2 y DT; y también en los balances de átomos de D y T atrapados en los defectos, ya que el número de átomos atrapados de una especie afecta al número de defectos disponibles para la otra.

A modo de ejemplo, parte de los re-sultados obtenidos se muestran en las figuras l y 2.

Las graficas presentes en las figuras l y 2 representan la evolución de la con-centración de dos de las especies en es-tudio, D móvil y T en los defectos, en 3 instantes distintos, 0.2 τ, 0.4 τ y 3 τ, siendo τ el tiempo característico de di-fusión en el sólido (≈ 2·l04 s). Considera-mos que a 3 τ el problema se encuentra en régimen estacionario. La coinciden-cia entre ambos códigos es muy buena, desviándose entre si unos pocos puntos porcentuales durante el transitorio, po-siblemente debidos a las diferencias en los esquemas de resolución numérica. La coincidencia de los códigos es simi-lar para las otras dos especies, D en los defectos y T móvil.

Dos observaciones han de ser hechas: Por un lado indicar que durante el pro-ceso de desarrollo los operadores han sido chequeados uno a uno, estudiando la influencia de cada uno de los fenóme-nos y comprobando por separado que se generan los resultados calculados por TMAP7. Y por otro, indicar también


Figura 1. Perfil de concentración de D móvil en tres instantes de tiempo.

que en el proceso de permeación hay diversas cinéticas implicadas por lo que la cinética global y la llegada al estado estacionario están regidas por el tiempo característico mayor de los distintos fe-nómenos. Más precisamente, la cinética del fenómeno de recombinación mole-cular puede ser muy lenta, gobernan-do, incluso bloqueando la permeación. En el caso concreto que nos ocupa, los tiempos característicos de la difusión en el sólido y de la recombinación son del mismo orden, por lo que se ha optado por tomar el primero.

Ejemplo de cálculo 2D

Como ejemplo de las nuevas capaci-dades de cálculo que el código basado en Cast3M podría representar vamos a mostrar su aplicación a una geometría 2D. La geometría 2D seleccionada es una simplificación de un componente del TBM europeo HCLL, una placa de refrigeración (cooling plate). Estas placas son las encargadas de extraer la potencia térmica del TBM y a su vez de guiar el flujo de Pb-Li que circula en el interior de este. Su espesor es de 6,5 mm y en su interior se encuentran unos canales de sección rectangular de 4 x 4,5 mm2 por los que circula el He refri-gerante. Con el objetivo de simplificar la geometría de estas placas a una geo-metría 2D y dado el carácter puramente divulgativo de este caso, podemos supo-ner que estas placas son infinitamente largas en comparación con su sección y que las condiciones de contorno son constantes en toda su longitud, por lo que no habría migración de isótopos en sentido perpendicular a la sección. Con el objetivo de disminuir el tiempo de cálculo, podemos considerar que el problema es simétrico. Esto permite resolver el problema únicamente en un cuarto de un canal y suponer los resul-tados simétricamente idénticos en los otros tres cuartos (véase figura 3).

Sobre esta geometría vamos a simu-lar la difusión de los átomos de T que,

tras generarse en el Pb-Li y alcanzar la superficie de las placas de refrigeración, migran a través de estas para finalmente salir en forma de T2 molecular a la co-rriente de He del canal interno. Por su ubicación dentro del TMB, en primera aproximación, podemos no esperar una presencia significativa de átomos de D en este sistema, por lo que la permea-ción de este isótopo no se incluye en este ejemplo de simulación.

Las condiciones de contorno a aplicar en este dominio son las siguientes: En la frontera que representa el canal de He se imponen la condición de contorno de combinación que permite la salida de los átomos de T en forma de T2. En las fronteras en las que se considera que existe simetría, se impone flujo de átomos nulo. Por último, con respecto a la condición límite en la frontera que re-presenta la superficie de contacto entre la placa de refrigeración y la aleación de Pb-Li, una concentración dependiente del tiempo ha sido impuesta. Esta con-centración de T evoluciona temporal-mente un ± 20% alrededor de un valor medio esperable (≈ l0l8 m-3) durante el transcurso de un ciclo de funcionamien-to de ITER. Estos ciclos tienen una duración de l800 segundos, en los que durante los 450 primeros se producen fusiones y en los restantes no. Esta varia-ción de ± 20% ha sido escogida de forma

arbitraria con el objetivo de observar claramente la evolución de los flujos de permeación hacia el He y la evolución dinámica del inventario de átomos de T en la placa. Como condición inicial se to-ma concentración nula de átomos de T, tanto móviles como en los defectos.

Por último, respecto a la distribución de temperaturas en el dominio, se ha efectuado un cálculo térmico estaciona-rio con las capacidades de simulación clásicas de Cast3M, para lo que se han tomando valores realistas del flujo de calor extraído por una placa de refrige-ración y del coeficiente de convección esperable en el He. La distribución de temperaturas resultantes (≈ 470 oC) se ha impuesto como constante en la placa, por lo que el cálculo térmico y el cálculo del transporte de T no están acoplados en este ejemplo. Esta deci-sión se ha tomado porque los tiempos característicos de ambos fenómenos son muy diferentes y su acoplamiento ralen-tizaría mucho el cálculo del ejemplo. No obstante, el código desarrollado es capaz de resolver las ecuaciones de ambos fenómenos de manera acoplada cuando sea necesario.

En las figuras 4 y 5 se presentan algu-nos de los resultados obtenidos.

Estas gráficas representan respecti-vamente la distribución de concentra-ción de átomos de T móviles y en los

Figura 2. Perfil de concentración de T en los defectos en tres instantes de tiempo.

Figura 3. Sección transversal simplifica de una placa de refrigeración y mallado de un cuarto de canal.



defectos en cuatro instantes distintos de tiempo. Al margen de los valores ab-solutos de estas concentraciones, que se ven fuertemente influenciados por las suposiciones hechas, es importante destacar como efectivamente el código simula correctamente la influencia de la presencia del canal de He sobre la distri-bución de concentración en esta sencilla configuración 2D.

Además de calcular la evolución tem-poral de la concentración en el sólido, el código ha sido dotado de un módulo de post proceso que permite obtener el valor de magnitudes importantes para la radioprotección y el dimensionamiento de sistemas de detritiación como por ejemplo, la concentración media de áto-mos o el flujo molecular que sale al He. Las siguientes figuras muestran el valor de estas magnitudes en el ejemplo que nos ocupa.

LÍNEAS DE DESARROLLO Y CONCLUSIÓN

Las principales líneas de actuación que es interesante seguir para el desarrollo de esta herramienta son:

– Extensión de capacidades: La exten-sión de el número de especies cuya migración la herramienta es capaz de simular podría ser ampliada más allá del D y el T. En concreto, especial-mente interesante es el estudio del comportamiento del He en los mate-riales. Este se produce por la acción del flujo neutrónico sobre el acero y por el decaimiento radiactivo del T. Este elemento, mucho menos difusivo que los isótopos de H, tiende a formar burbujas y a fragilizar los materiales, por lo que su estudio es importante.

– Mejora de la descripción de las inter-fases: Con el objetivo de controlar la permeación del T hacia los canales de refrigerante, se prevé la inclusión de otras especies minoritarias en la co-rriente de He. Por ejemplo, el uso de pequeñas cantidades de vapor de agua buscando generar finas capas de óxido que actúen como barreras de permea-ción. La química de estos procesos y su efecto sobre la permeación es también un punto importante a tener en cuanta.

– Acople con el transporte de T en el Pb-Li: Dado que el T se genera en la alea-ción de Pb-Li fundida, y que su concen-

tración en el metal liquido cercano a la superficie de las estructuras constituye la condición de contorno para el problema de la difusión en el sólido, la resolución acoplada de la difusión en el liquido y en el sólido parece necesaria. No obstante, el movimiento de los átomos en el me-tal líquido no solo responde a procesos difusivos si no también a la distribución de velocidades en el seno de este, que a su vez obedece a las ecuaciones de la magneto-hidrodinámica. La resolución acoplada es, por tanto, un gran desafío.A modo de conclusión, podemos

afirmar que el camino a recorrer hasta conseguir un código tan fiable y extenso como TMAP7 aún es largo, pero que no obstante, una parte de sus capacidades de simulación en lo referente a la termo-difusión, el trapping y la recombinación, ha sido reproducida y ampliada con éxito a 2D durante este trabajo. Por todo ello creemos que un paso más, se ha dado.

REFERENCIAS

[l] G.R.Longhurst, “TMAP7 User Ma-nual” INEEL/EXT-04-02352, Idaho National Laboratory, 2006.

Figura 4. Distribuciones de concentración de átomos de T móviles en cuatro instantes de tiempo.

Figura 5. Distribuciones de concentración de átomos de T en los defectos en cuatro instantes de tiempo.

Figura 6. Evolución temporal de la concentración de T media en la placa de refrigeración.

Figura 7. Evolución temporal del flujo molecular de T2 saliente hacia el canal de refrigeración.


Migración y retención de hidrógeno en la aleación de cobre “ITER-grade”Glidcop Al-25G. A. Esteban, G. Alberro, I. Peñalva, A. Peña, F. Legarda y B. Riccardi

Referencia de autores:G.A. ESTEBAN, G. ALBERRO, I. PEÑALAR, A. PEÑA y F. LEGARDA UPV-EHU, Dpt. Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos, Bilbao.

B. RICCARDIFusion for Energy, Barcelona

La Aleación GlidCop-Al25 es una aleación de cobre reforzada por dispersión de óxido para la construcción de componentes de alto flujo como el divertor o primera pared del blanket en ITER, debido a su alta conductividad térmica y buenas propiedades mecánicas bajo condiciones de irradiación. En el presente trabajo las propiedades de interacción de hidrógeno: permeabilidad, difusividad y constante de Sieverts, han sido obtenidas experimentalmente para el material GlidCop-Al25 utilizando la técnica de Permeación. Estas propiedades son de interés general obligado ya que afectan aspectos importantes del reactor de fusión como la economía de combustible, estabilidad del plasma y seguridad radiológica.

INTRODUCCIÓN

Dentro del programa internacional de investigación sobre materiales de tec-nología de fusión se ha demostrado la idoneidad de las aleaciones de cobre de alta resistencia para ser aplicadas en componentes sometidos a alto flujo co-mo pueden ser la primera pared de los módulos de “blanket” que recubren la cá-mara de vacío del reactor, o bien, en dis-positivos de control de impurezas como el divertor. Entre este tipo de material se encuentra la aleación de cobre “ODS” (reforzada por dispersión de óxido) Cu-Al2O3 de nombre comercial Glidcop Al-25, donde una distribución homogénea de nanopartículas de alúmina confieren a la aleación propiedades mejoradas en resistencia mecánica, resistencia a fenó-menos de degradación por exposición a irradiación como el “swelling”, respecto al cobre puro sin alear; todo ello añadi-do a una interesante elevada conductivi-dad térmica para cumplir con su función de sumidero y evacuación de elevados flujos de calor. Estas propiedades per-

miten a este material cumplir con su fun-cionalidad termo-mecánica en rangos de temperatura elevados (hasta 500oC).

Por todo ello la aleación CuAl25, Gli-dcop Al-25, es un material de tecnología de fusión considerado “ITER grade”. Los últimos desarrollos de primera pa-red de ITER se basan en módulos fa-bricados en capas Be/CuAl25 mediante compresión isostática caliente, así como algunos componentes del dispositivo Divertor (figura l).

GlidCop-Al25 is an oxide dispersion strengthened copper alloy that is considered for the construction of high heat flux components such as the divertor or the blanket first wall in ITER because of its adequate thermo-mechanical properties and ability to operate up to high temperatures under irradiation. In this work the hydrogen properties of permeability, diffusivity and Sieverts’ constant in the material have been experimentally evaluated by using the Permeation technique. These properties are of primary importance in a fusion reactor because they affect to the tritium cycle operation, the breeding blanket design, the radiological security of the installation and the plasma stability.

Mejor ponencia PÓSTER

Además de las propiedades mecá-nicas y térmicas, unido a resistencia a irradiación, en el desarrollo y validación de materiales de tecnología de fusión es imprescindible la caracterización de la interacción con los isótopos del hi-drógeno. Las propiedades de transpor-te de hidrógeno son las variables que controlan aspectos trascendentales del reactor concernientes a su seguridad, economía de combustible y estabilidad del plasma, como son: la permeación de tritio al circuito de refrigeración, el inventario de tritio retenido en el mate-rial estructural y el reciclaje de deuterio y tritio al plasma.

El objeto del presente trabajo es la caracterización experimental del trans-porte de hidrógeno en la aleación de co-bre Glidcop-Al25, y observar si las leves variaciones debidas principalmente a la inclusión de nanopartículas de alúmina

Figura 1. Aplicaciones de Glidcop-Al25 en ITER: a) módulo blanket, b) módulo divertor.

a) b)



puede dar lugar a cambios significativos en el transporte respecto al cobre puro cono-cido y debidamente referenciado.

Se realizará una comparación de los resultados obtenidos aquí con el material base, Cu, junto con otra aleación de cobre CuCrZr de alta resistencia y de tecnología de fusión (ELBRODUR HF). Así mismo se dará una interpretación a los valores de los parámetros de transporte obtenidos.

FUNDAMENTOS TEÓRICOS

Los parámetros que describen la interacción del hidrógeno con materiales metálicos son la difusividad D(m2s-l), constante de Sieverts Ks(mol.m-3Pa-l/2) y permeabilidad Φ(mol.m-lPa-l/2s-l). Esto en ausencia de efectos superficiales como la adsorción, diso-ciación, desorción y recombinación que podrían ser fenómenos limitadores en caso de superficies contaminadas o con presencia de óxido.

La difusividad D relaciona el flujo de gas en el seno de la red metálica,

Jr

, con el gra-diente de concentración de gas disuelto que lo induce,

∇ur

c , mediante la primera ley de Fick,

Jur

rr

,t( ) = D∇ur

c rr

,t( ) ;

caracteriza la velocidad con la que se alcanza el régimen permanente en el flujo de gas. La constante de Sieverts Ks, relaciona la concentración máxima de gas disuelto en el material (solubilidad) con la presión parcial externa de hidrógeno, según la ley de Sieverts:

Ks = csat / p ;

i.e., caracteriza la cantidad de gas que puede absorber en disolución un determinado tipo de material bajo unas determinadas condiciones de presión y temperatura.La permeabilidad, Φ=D.Ks, relaciona el flujo de gas en régimen permanente J a tra-vés de una lámina de material de espesor “d”, con la descompensación en las presiones de gas presentadas en sus superficies opuestas (ley de Richardson):

J =Φd

( p1 − p2 ) (l)

Los parámetros permeabilidad, difusividad y constante de Sieverts manifiestan una dependencia respecto a la temperatura absoluta T(K) de tipo Arrhenius:

Φ T( ) = Φ0e

− EΦ

RT ; D T( ) = D0e

− EdRT

; Ks T( ) = Ks 0e

− EsRT

(2)

siendo Ed (kJ/mol) y Es (kJ/mol) las energías de difusión y disolución respectivamen-te, EΦ (kJ/mol) = Ed + Es es la energía de activación que afecta al proceso de permea-ción.

Los átomos de gas disuelto en los intersticios de la red cristalina, a bajas tempe-raturas, pueden quedar atrapados en los diferentes defectos micro-estructurales del material como dislocaciones, átomos intersticiales, substitucionales, límites de grano o precipitados. El efecto de este fenómeno denominado “trapping” sobre los paráme-tros de transporte es un descenso efectivo de la difusividad y un aumento efectivo de la solubilidad y la constante de Sieverts:

Deff = D 1+Nt

Nl

eEtRT

−1

; Ks , eff = Ks 1 +

Nt

Nl

eEtRT

(3)

Con el subíndice “eff” se indican los parámetros afectados por el fenómeno de tra-pping. “D” y “Ks” son la difusividad y constante de Sieverts características de la red cristalina del material, Nt(m-3) es la densidad de defectos del material, Nl(m-3)=8.5 l028 (fcc) densidad de posiciones intersticiales de disolución, Et (kJ/mol) es la energía de trapping (pozo de potencial) con la que quedan “atrapados” los átomos de hidrógeno en el defecto del material. La propiedad permeabilidad, Φ=D.Ks, no se ve afectado por el trapping por tratarse de una propiedad característica del régimen permanente donde el llenado de los núcleos de trapping ha llegado al equilibrio o estado estacio-nario.

MÉTODO EXPERIMENTAL

La técnica de permeación es un método de evolución de gas de larga tradición am-pliamente utilizado por diferentes grupos de investigación internacionales en el estu-dio de la interacción de isótopos de hidrógeno con materiales de uso en fusión. En la actualidad, tecnológicamente renovado y actualizado, esta técnica se utiliza en la Uni-

versidad del País Vasco para el ensayo de nuevos materiales de uso en fusión.

El experimento se basa en la detec-ción del flujo de gas hidrógeno que atraviesa una membrana del material de interés que separa una cámara de vacío respecto de otra cámara de alta presión de gas.

La figura 2 presenta un esquema sim-plificado de la instalación de permea-ción. La instalación comprende com-ponentes estándar de ultra alto. El alto vacío previo a la realización de las me-didas se obtiene mediante dos unidades de bombeo (UHVl y UHV2) similares a las ya descritas anteriormente. Varias cámaras Penning (PG) junto con un espectrómetro de masas cuadrupolar (QMS) controlan la calidad del vacío al-canzado. Una muestra laminar en forma de disco se sitúa entre dos bridas que son calentadas por un horno de resisten-cia. Este horno permite alcanzar la tem-peratura experimental deseada (hasta 823 K); un termopar de Ni/Cr-Ni (Tl) solidario con una de las bridas controla la temperatura alcanzada en la muestra. Dos anillos de oro aseguran la estanqui-dad del montaje en todo momento.

Una medida singular consiste en mantener una de las superficies de la muestra a cierto nivel de alta presión de gas, forzando el flujo del mismo a través de la muestra hacia la región de baja presión. El estudio de la evolución de la presión de gas en la región de baja presión medida mediante el manómetro capacitivo Baratron Pl permite obtener las propiedades de transporte del gas en el seno del material comentadas en el apartado anterior.

RESULTADOS Y DISCUSIÓN

Se han realizado 29 pruebas individua-les de medida a diversas temperaturas (573-793 K) y presiones de carga (l03-l.5 l05 Pa) con dos muestras diferentes de Glidcop Al-25 del mismo espesor (0.8 mm). En todas las experiencias ha sido posible asegurar el transporte de hidró-geno en régimen puramente difusivo en todo el rango experimental. Los resulta-dos provenientes de las dos muestras se han solapado por lo que el total de datos experimentales ha sido tratado como un conjunto característico del material estu-diado, evidenciando además la indepen-dencia respecto del estado superficial de cada muestra.De las curvas de permeación resultan-tes en cada test a cada temperatura y presión de carga, se obtienen los valores individuales de permeabilidad Φ y di-fusividad D. La constante de Sieverts Ks se deduce como cociente de las dos anteriores. El estudio de la dependencia de estos parámetros con la temperatura


Figura 2. Esquema y fotografía de la instalación de permeación.

PG: cámara Penning.F: Horno.PC: Controlador de presión.HPT: Transductor de alta presión.QMS: Espectrómetro de masas

cuadrupolar.S: muestra.T1, T2: termopares de Ni/Cr-Ni.P1: Manómetro capacitivo.UHV: Unidades de bombeo de

ultra-alto vacío.V1: Volumen calibrado.

da lugar a las expresiones Arrhenius (2) y (3) (incluido fenómeno de trapping):D (m2s-l) = 5.70 l0-5 exp(-76.8 (kJ mol-l) /RT)Φ (mol m-lPa-l/2s-l) = 5.87 l0-7 exp(-80.6 (kJ mol-l)/RT)Ks (mol m-3Pa-l/2) = 6.0l l0-3 exp(-3.7 (kJ mol-l)/RT)Nt= 3.lxl022 m-3; Et= 75.4 kJ mol-l

Los resultados se exponen en la tabla l y figuras 3-5 junto con otros resultados obtenidos en materiales similares de referencia, la aleación de cobre de tecnología de fusión CuCrZr (Elbrodur HF) [l] y el material base Cu [2], para su comparación.

Tras realizar todo el conjunto de medidas se han realizado 8 ensayos individuales a la misma temperatura (475oC) y diferentes presiones de carga l03-l,5 l05 Pa. En la figura 6 se observan las curvas de permeación experimentales (l-8) obtenidas con orden creciente de presión de carga. Los valores del flujo de permeación en régimen permanente J se representan en la figura 7 donde queda demostrada la pertenencia de las medidas al régimen difusivo por exhibir una relación potencial entre la presión de carga ph y el flujo J con exponente de n = 0.53 (cercano al valor de referencia difusivo de 0.5 y alejado del valor de referencia superficial de l.0).

Existe una marcada diferencia entre los parámetros obtenidos para el ma-terial Glidcop Al-25 y el material base referenciado Cu.

En cuanto a la permeabilidad se refie-re (figura 3) los valores correspondien-tes a Glidcop Al-25 sí que se aproximan a las tendencias Arrhenius correspon-dientes al cobre puro y a la aleación CuCrZr (Elbrodur). Tanto los valores preexponenciales y energía de activa-ción son muy similares (tabla l).

Sin embargo, las particularidades del material Glidcop Al-25 quedan refleja-das marcadamente en las propiedades difusividad y solubilidad (constante de Sieverts). Se puede observar (figura 4) cómo la difusividad del hidrógeno en Glidcop Al-25 es muy baja en compara-ción con el cobre puro; exhibiendo una elevadísima energía de difusión (76.8 kJ/mol) y una acentuada influencia del fenómeno de “trapping” con elevados va-lores de enegía de trapping 75.4 kJ/mol y densidad de núcleos trampa 3.l·l022 m-3.

En cuanto a la constante de Sieverts (figura 5) se detecta un gran incremen-to, cifrado en dos órdenes de magnitud respecto al material base a las tempera-turas más bajas. Se conserva el carác-ter endotérmico (Es>0) del proceso de disolución de gas hidrógeno en el ma-terial (en el proceso de disolución se manifiesta una absorción de energía y un aumento de temperatura en el acero provoca un aumento de la solubilidad). Sin embargo, la energía de disolución Es es muy baja ( 3.7 kJ/mol ); este hecho junto con el fenómeno de trapping hace que la solubilidad de hidrógeno en el material aumente de forma ostensible a bajas temperaturas.

La explicación de estas tendencias puede encontrarse en la presencia de multitud de nanopartículas de alúmina (Al2O3) que colaboran en el atrapado masivo de H a bajas temperaturas, au-mentando la solubilidad del material y dificultando a su vez su transporte a lo largo de la red cristalina del mate-rial base. Por tanto, este efecto provoca una disminución de la difusividad. Este fenómeno de trapping aunque está pre-sente en todo el rango de temperaturas de medición, se hace más notable en el rango de bajas temperaturas. El “trap-ping” no es observable en la propiedad permeabilidad porque es una propie-dad característica del régimen perma-nente donde los procesos de entrada y

Tabla 1. Parámetros de transporte experimentales para aleaciones de cobre.

MATERIAL Φ0 EΦD0 Ed Ks0 Es Nt Et T(K) Ref. Fig

Glidcop Al-25 5.87·10-7 80.6 5.70·10-5 76.8 0.006 3.7 3.1·1022 75.4 573-793 Este trabajo (1)

ELBRODUR HF 5.13·10-7 79.8 5.70·10-7 41.2 0.90 38.6 - - 553-773 [1] (2)

Cu 6.60·10-6 92.6 6.60·10-7 37.4 5.19 55.2 - - 470-1200 [2] (3)



salida de hidrógeno al núcleo trampa se encuentran en equilibrio dinámico; debido a esto, la propiedad permeabilidad manifiesta una tendencia exponencial Arrhenius en todo el rango de tempe-raturas (figura 3). Adicionalmente se observa una convergencia o solapamiento de las tendencias para los 3 materiales Cu, CuZrCr y CuAl25, por basarse en el mismo tipo de red cristalina característica del cobre (cúbica centrada en las caras) y parámetro de red, a pesar de tener diferentes características de trapping fruto de la microes-tructura particular de cada material.

Todas estos resultados siguen un paralelismo claro con aquellos obtenidos para el acero ODS-EUROFER en un trabajo previo [3], de lo que se puede deducir que la particularidad microestructural de las inclusiones nanométricas de óxido en los materiales estruc-turales desde el punto de vista de la migración y disolución de tritio provoca un aumento masivo de la capacidad de retención a bajas temperaturas en forma de trapping y una ralentización de la cinética de migración. En conjunto resulta un aspecto negativo desde el punto de vista de la economía de combustible tritio y gestión de los materiales desde el punto de vista radiológico.

CONCLUSIONES

Se ha utilizado la técnica experimental de evolución de gas de Permeación para determinar las propiedades de transporte de hi-drógeno en el material de alto flujo de tecnología de fusión Glidcop Al-25. La influencia de la distribución de nano-partículas de alúmi-na Al2O3 en el transporte de hidrógeno se ha observado en todo el rango de temperaturas de medición. Los aumentos de solubilidad y descenso de difusividad detectados en comparación con el material base Cu han sido atribuidas al fenómeno de atrapado de hidrógeno en las interfases óxido – matriz de esas nanopartículas.

AGRADECIMIENTOS

Este proyecto ha sido realizado en el marco del proyecto ENE2005_038ll titulado “Caracterización y desarrollo de 4 materiales nuevos: Glidcop Al25, NIFS-HEAT-2, ODS-EUROFER y Elbrodur, pa-ra su uso en tecnología de fusión desde la perspectiva de su interac-ción con los isótopos del hidrógeno” (GLISTEN-FUS) financiado por el Ministerio de Educación y Ciencia.

REFERENCIAS

[l] F. Reiter, K. S. Forcey, G. Gervasini, “A Compilation of Tri-tium-Material Interaction Parameters in Fusion Reactor Mate-rials”, EUR l52l7 EN (l993).

[2] E. Serra, A. Perujo, J. Nucl. Mater. 258-263 (l998) l028-l032.[3] G.A. Esteban, A. Peña, F. Legarda, R. Lindau, Fusion Eng.

Des. 82 (2007) 2634-2640.

Figura 3. Permeabilidad en ODS-EUROFER y otros aceros de referencia (Tabla 1).

Figura 4. Difusividad en ODS-EUROFER y otros aceros de referencia (Tabla 1).

Figura 5. Constante de Sieverts en Glidcop Al-25 (1), ELBRODUR HF (2) y cobre (3).

Figura 6. Curvas de permeación a idéntica temperatura (475ºC) y diferentes presiones de carga ph.

Figura 7. Relación del flujo permanente J con la presión de carga ph.


Los cuentos de Jauja y España lOOxlOO renovableM. Millán

En julio de 2005, la organización ecologista Greenpeace publicó un documento titulado “Renovables 2050. Un informe sobre el potencial de las energías renovables en la España peninsular” [1]. Durante los últimos tres años, hemos podido asistir al constante bombardeo, por parte de esta organización, de afirmaciones tales como: “Hemos demostrado que España es autosuficiente con energías renovables”.En el siglo XVI, Lope De Rueda plasmó la tierra de Jauja en uno de sus pasos. La tierra de Jauja era un lugar fantasioso donde los fértiles campos eran surcados por arroyos de leche y miel, y de los árboles brotaba tocino.Jauja existe, es un pueblo de Córdoba, pero se encuentra muy lejos de la descripción de Lope de Rueda. De la misma forma, el informe de Greenpeace existe, pero los postulados, escenarios e hipótesis que Greenpeace presenta quedan lejos de demostrar que la España peninsular será 100x100 renovable en 2050.En el presente artículo se muestran los escenarios en los que se basan los análisis de Greenpeace, y cómo imaginación, utopía e ingeniería numérica se unen para conseguir que el castillo de naipes del ecologismo radical pueda ser construido.

HIPÓTESIS Y DATOS DE PARTIDA UTILIZADOS POR GREENPEACE

En este apartado se presentan las hipó-tesis y datos de partida utilizados en el documento Renovables looxloo (Ref.[l]) y que posteriormente, en este artículo, serán utilizados o comparados con otros datos, propios y de otras fuentes.

Techos de generación eléctrica

La tabla l presenta los techos de genera-ción mostrados en la (Ref.[l]):

Población peninsular utilizada como dato de partida en el estudio ([1])

Uno de los principales datos de parti-da utilizado por Greenpeace en su do-cumento es la población española pe-ninsular. Para este dato, en el citado documento, se utiliza el valor de pobla-ción española del año 2003. Este dato se presenta a continuación tal y como se recoge en la Ref.[l].

“Población peninsular en el 2050: 38,32 millones de habitantes”. (Pag. 42 Ref. [l])

In July 2005, Greenpeace issued a report entitled: “Renovables 2050. Un informe sobre el potencial de las energías renovables en la España peninsular” (Ref.[1]). (100% Renewable by 2050. A report about the potential of the renewable energies in Spanish Peninsular” (ref [1]). During the last three years, this organization has bombarded us with affirmations such as:” We have demonstrated Spain is self-sufficient with renewable energies”.Writer Lope De Rueda, 16th century, idealized the Land of Jauja in one of his works. The Land of Jauja was a wonderful place where the fertile fields were irrigated with streams of milk and honey, even trees sprouted bacon. Jauja actually exists, it is a village near Cordova (Spain). Nevertheless, this countryside village is very far from the description of Lope de Rueda. The report of Greenpeace also exists, but the postulates, scenarios and hypotheses that Greenpeace presents are very far from demonstrating that Spanish Peninsular will be 100% renewable by 2050.This article includes some of the scenarios which Greenpeace report is based on, and shows how the imagination, the utopia and numerical engineering can be suitably combined to build the radical ecologist house of cards.

Mejor ponencia COMUNICACIÓN

MIGUEL MILLÁN es licenciado en Física Fundamental por la Universidad de Granada y posee el diploma de Estudios Avanzados (DEA) por el Departamento de Ingeniería Nuclear de la ESTII Universidad Politécnica de Madrid. Desde 2002 pertenece al Departamento de Seguridad y Licenciamiento de WESTINGHOUSE-INITEC NUCLEAR, donde ha participado en proyectos de desmantelamiento, gestión de residuos y apoyo a las plantas nucleares españolas, sudafricanas y norte-americanas. Además, es vicepresidente de Jóvenes Nucleares.



5,9% 6,59 GW

14,7% 16,57 GW

4,3% 4,85 GW

2,2% 2,49 GW

2,2% 2,47 GW 2,0% 2,23 GW

1,9% 2,13 GW

0,7% 0,74 GW

33,7% 38,00 GW

32,5% 36,60 GW

Termosolar (1)

Eólica terrestre (2)

Hidroeléctrica (3)

Eólica marina (4)

Olas (5)

Biomasa (6)

FV edificios (7)

Minihidráulica (8)

FV seguimiento (9)

Geotérmica (10)

(1)

(2)

(3)

(4)

(5)(6)(7)(8)(9)(10)

Figura 1. Mix diversidad de tecnologías, 390 TW.h/a. (pag.11 Ref.[2]).

Figura 2. Mix optimización económica, 292 TW.h/a. (pag.14 Ref.[2]).

Hidráulica fluyente (7)

Bombeo hidráulico existente (6)

14,4%

1,6%2,4%1,0%

28,7%

9,0%

41,2%

1,8%E=291,8 TW.h/a

Eólica terreno llano (1)

Bombeo hidráulico nuevo (8)

Minihidráulica (5)

Termosolar (2)

Biomasa en centrales termosolares (3)

Hidráulica regulada (4)

(1)

(2)

(3)

(4) (5)(6)(7)(8)

Figura 3. Mix aprovechamiento de la gestión de la demanda, 304 TW.h/a. (pag.17 Ref.[2]).

8,6%

2,8%2,3%2,7%

1,5%

21,1%

7,4%

53,6%

E=303,9 TW.h/a

Eólica terreno llano (1) Bombeo hidráulico existente (5)Bombeo hidráulico nuevo (6)Minihidráulica (6)Hidráulica fluyente (7)

Termosolar (2)

Hidráulica regulada (3)

Biomasa en centrales termosolares (4)

(1)

(2)

(3)

(4)(5)(6)(7)(8)

Consumo eléctrico diario de la población y generación eléctrica en el año 2050

Con el propósito de presentar los datos de partida del estudio (Ref. [l]), a con-tinuación se reproduce literalmente el párrafo donde se presentan los valores de consumo diario y demanda eléctrica en el año 2050:

“Adoptaremos para el desarrollo del proyecto un valor del consumo eléctri-co medio peninsular per cápita efectivo (descontadas las contribuciones reno-vables en origen) en el año 2050 de 20 kW.h/hab-día, que junto a la población peninsular prevista para este año (38,32 Mhab), nos conducen a una demanda eléctrica peninsular en el 2050 de 280 TW.h/año” (Pag. 53 Ref. [l]).

Escenarios y mixes de energía para cubrir la demanda del año 2050

Aunque en el presente artículo se pre-sentan las hipótesis y datos de partida del documento (Ref. [l]), se considera oportuno recoger resultados del do-cumento pagado por la misma orga-nización: “loo% Renovables. Un siste-ma eléctrico renovable para la España peninsular y su viabilidad económica” (Ref.[2]) . En este documento se presen-tan diferentes escenarios de producción eléctrica para cubrir la demanda eléctri-ca del año 2050 presentada en la (Ref.[l]) (ver figuras l, 2 y 3).

OCUPACIÓN DEL TERRITORIO

El primer resultado sorprendente res-pecto a la ocupación del territorio plan-teada en el documento (Ref.[l]) se deriva de la observación de la columna de la derecha de la tabla l. Si se realiza la su-ma total de la ocupación del territorio, el valor resultante es el l56% (tabla 2) del te-rritorio peninsular. Si bien es cierto que en algún valor pudiera existir un error tipográfico, tal sería el caso del valor mostrado para la generación de energía mediante el uso de cultivos de rotación rápida con pendiente ‹ 3%.

En la tabla 2 se muestra el porcen-taje de ocupación por las distintas tec-nologías, así como la suma total de la ocupación de las distintas tecnologías. Se muestran dos casos, caso l: en este caso se muestra la reproducción de los valores de la tabla l, en el segundo caso se omite lo que se ha presupuesto como error tipográfico caso 2.

Greenpeace, en el documento referen-ciado (Ref[l]), admite el hecho de que la suma del territorio ocupado por las dis-tintas tecnologías ocupen una superficie mayor que la superficie peninsular.

“La ocupación del terreno mostrada se corresponde con la de los parques eó-licos. Sin embargo debe tenerse en cuen-ta que un parque eólico con las densida-des de potencia y el tamaño de máquina considerados, permite simultaneidad de usos de el terreno del parque con otras aplicaciones.” (Pag. l3 Ref. [l])

Tabla 1: Techos de generación y techos de potencia en la Península (Pag. 13. [1]).

TECHO POTENCIA

(GWP)

TECHO GENERACIÓN

(TWh/año)

DEMANDA ELÉCTRICA

(%)

DEMANDA TOTAL (%)

OCUPACIÓN TERRITORIO

(%)

Demanda total 1525

Demanda eléctrica 280

Hidroeléctrica (P >10 MW)* 16.6 30.7 11.0 2.0

Minihidráulica (P >10 MW)** 2.2 6.9 2.5 0.5

Eólica terrestre (CF datos CNE)*** 915.1 1902 679.3 124.7 56.64

Eólica terrestre (CF Weibull)*** 915.1 2285 816.1 149.8 56.64

Eólica marina 164.8 334.0 119.3 21.9

Fotovoltaica integrada 494.5 569.3 203.3 37.3

Fotovultaica azimutal 708.5 1382.0 493.6 90.6 8.82

Biomasa residual y biogas 7.3 50.9 18.2 3.3

Cultivos energéticos 4.7 35.2 12.6 2.3 6.34

Cultivos forestales de rotación rápida (p < 3%)**** 1.9 14.4 5.1 0.92 33.0

Cultivos forestales de rotación rápida (p < 10%) 5.1 38.2 13.6 2.5 5.73

Monte bajo (p < 4%)**** 1.3 9.4 3.4 0.6 5.42

Monte bajo (p < 10%) 2.3 17.2 6.1 1.1 9.43

Bioamasa total (menor pendiente) 15.2 109.8 39.2 7.2 14.09

Biomasa total (mayor pendiente) 19.5 141.5 50.5 9.3 21.50

Solar termoeléctrica 2738.8 9897.0 3534.6 649.0 13.26

Chimenea solar 324.3 836.0 298.6 54.8 14.60

Olas 84.4 296.0 105.7 19.4

Geotérmica HDR****** 2.5 19.5 7.0 1.3 0.0002


Además hace la siguiente considera-ción:

“Debemos recalcar que en la deter-minación de los techos de potencia y generación se han excluido ya todas las zonas con algún carácter de protección de espacio natural (28% del territorio peninsular),y los usos del terreno incom-patibles con la implementación de las tecnologías en cuestión”. (Pag. l4 Ref. [l])

La primera objeción que se puede ex-poner a la tabla l se deriva de la columna central de la tabla 2. Si se realiza la suma del porcentaje de ocupación del terri-torio el resultado es l56% del territorio peninsular, caso l. Si no se consideran los cultivos forestales de rotación rápida p ‹ 3%, caso 2, la ocupación sería del l20% del territorio peninsular. Por lo tanto, Greenpeace afirma que haciendo uso de los techos de potencia instalada se ocuparía más superficie de la actual Península, l2o-l56%.

Ocupación territorial de la tecnología eólica

Continuando con la ocupación del terre-no, se toman las hipótesis consideradas en el caso de la energía eólica, densidad de potencia que se instalará: 3,84 MW/

km2 para llano y 3,o4 MW/km2 para te-rreno no llano (Pag. l4 Ref. [l]). Usando el techo de potencia instalada y ambas densidades se obtienen la ocupación del territorio considerando ambos terrenos, y tres escenarios para el territorio total: lo España peninsular (493.5oo km2[3]), 2o suprimiendo terrenos protegidos (493.5oo km2-46.ooo km2 [3]), 3o restan-do el 28% considerado por Greenpeace, 355.3oo km2 (tabla 3).

Utilizando los datos presentados por Greenpeace sobre densidad de potencia y potencia instalada, antes expuestos, y aplicando las sencillas y elementales reglas de la multiplicación nos ha sido totalmente imposible llegar a los mis-mos resultados. Además, utilizando las mismas hipótesis presentadas en su do-cumento (Ref.[l]) se llega a la conclusión que la ocupación del territorio sería mu-cho mayor de lo propuesto por Green-peace, 67-85%, lejos del 56% mostrado en la (Ref.[l]).

Ocupación territorial de la tecnología solar termoeléctrica

Respecto a esta tecnología, en el presen-te artículo se han comparado los datos presentados por Greenpeace con los datos de las nueve plantas termoso-lares de Colectores Cilindros Para-bólicos (CCP) que se encuentra en el estado de California (USA). Estas plantas son referidas en la ponencia “ E N E R G Í A S O L A R T E R M O -ELÉCTRICA” del Dr. Manuel Ro-mero Álvarez [4]. En esta ponencia se presentan la potencia y la superficie ocupada en California por las nueve plantas termosolares

“Las nueve plantas SEGS (Solar Elec-tricity Generating Systems) actualmente en operación en California, con sus más de 2,5 millones de metros cuadrados de CCP, son el mejor ejemplo del estado del arte de esta tecnología. Con una

Tabla 2: Ocupación del territorio por las distintas tecnologías.

TECNOLOGÍACASO 1

OCUPACIÓN%

CASO 2OCUPACIÓN

%

Eólica 56,64 56,64

Fotovoltaica azimutal 8,82 8,82

Cult energéticos 6,34 6,34

Cult forest rot rap p<3 33

Cult forest rot rap p<10 5,73 5,73

Monte bajo p<4% 5,42 5,42

Monte bajo p<10% 9,43 9,43

Solar termoeléctrica 13,26 13,26

Chimenea solar 14,6 14,6

TOTAL 153,24 120,24

Tabla 3: Resultados de ocupación del territorio por la tecnología eólica.

TERRENODENSIDAD DE PONTENCIA (MW/km2)

OCUPACIÓN(km2)

ESCENARIO 1(493.5OO km2)

%


%


%

Llano 3,84 238.281 48 52 67

No llano 3,04 300.987 61 66 85

UNIDAD CALIFORNIA [4] ESPAÑA

Superficie CCP km2 2,5 1,93E+04

Potencia MW 354 2,74E+06

Tabla 4: Superficie de CCP necesaria para alcanzar el techo de potencia.

POBLACIÓN SEGÚN INE [3]

Año Española Canarias Baleares Peninsular

2003 42.717.064 1.894.868 947.361 39.874.835

2007 45.200.737 2.019.299 1.028.361 42.153.077

2050 53.159.991

Tabla 5: Datos históricos de población española y predicción para el año 2050.

capacidad de producción en régimen comercial de 354 MWe...” [4]

Considerando estos datos y el techo de generación de esta tenología ex-puesto en la tabla l, se puede obtener la superficie de colectores necesaria para alcanzar la potencia establecida (tabla 4).

El resultado obtenido muestra que con los datos que se disponen a día de hoy, habría que cubrir la superficie ocupada por la provincia de Cáce-res, l9.ooo km2 mediante colectores cilíndricos parabólicos para conseguir la potencia instalada propuesta por Greenpeace en su documento (Ref.[l])

DATOS DE POBLACIÓN PENINSULAR

Uno de los pilares sobre los que se sus-tentan los resultados y conclusiones del documento (Ref.[l]) es la población española en el año 2050. Greenpeace, considera que en dicho año la población peninsular será de 38,3 millones de ha-bitantes.

En la tabla 5 se recogen datos de po-blación peninsular extraídos del Institu-to Nacional de Estadística [3].

No ha sido posible encontrar en el Instituto Nacional de Estadística da-tos de población de las comunidades autónomas de Canarias y Baleares para el año 2050, sólo se ha encontra-do las estimaciones para la población española para el año 2050. Por con-siguiente, se ha obtenido el dato ha-ciendo uso de una relación lineal entre los valores de la población española en los años 2007 y 2050, y la población peninsular del año 2007. Hallándose el resultado de 49,6 millones de ha-bitantes.

Como se puede observar en la tabla 5, tanto las predicciones de población para España como la interpolación realizada para la población peninsular para el año 2050, están muy distanciadas de la hi-pótesis propuesta de 38,3 millones de habitantes propuesta por Greenpeace para el año 2050.

DATOS DE CONSUMO DE ELECTRICIDAD EN EL AÑO 2050

Para realizar un estudio alternativo a los datos propuestos por Greenpeace se han usado los datos disponibles de los últimos diez años de producción eléctri-ca y población. Así pues, se distribuye la producción de la electricidad producida en España (Ref.[5]) entre la población española (Ref.[3]) (ver figura 4).

Usando la tendencia mostrada en la figura 4, se obtiene el siguiente consu-mo para el año 2050. Consumo año 2050 = 44 KW·h/d·persona



Al igual que ocurría con la población los resultados obtenidos están muy ale-jados de las hipótesis propuestas por Greenpeace de 20 KW h/dia·persona (Ref.[l]). De hecho, la hipótesis mostra-da por Greenpeace es prácticamente alcanzada en el año 2007.

NECESIDAD DE PRODUCCIÓN ELÉCTRICA EN EL AÑO 2050

Siguiendo la metodología propuesta en el documento (Ref.[l]), la necesidad de producción eléctrica se deriva del con-sumo diario por persona y la población peninsular.

En este cálculo se han mostrado datos y cálculos alternativos a los mostrados por Greenpeace. Para obtener la necesi-dad de producción eléctrica, en nuestro caso se usará el dato de población pre-visto para el año 2050: 49,6 millones, y el cálculo de consumo eléctrico diario obtenido anteriormente (5,44 KW·h/d por persona). Necesidad de electricidad en el año 2050= 797 TWh/a

Este dato, al igual que ocurría con la población y el consumo diario, está lejos de los expuesto por Greenpeace como sus hipótesis, que recordemos eran 28o TW·h/a.

Si el resultado obtenido se compara con los presentados en el documento [2], ocurre exactamente lo mismo, los mixes energéticos propuesto por Greenpeace no conseguirían, de ninguna manera, cubrir la demanda de electricidad.• Mix diversidad de tecnologías: 390 TW·h/a• Mix optimización económica: 292 TW·h/a• Mix aprovechamiento de la gestión

de la demanda: 304 TW·h/a.

CONCLUSIONES

Derivado de las comparaciones y resul-tados alternativos presentados en este artículo se pueden enumerar las siguien-tes conclusiones.

l) Considerando los techos de gene-ración presentados por Greenpeace se alcanzaría una ocupación entre el l20-l56% del territorio peninsular, sumando las contribuciones de cada una de las diferentes tecnologías.

Además se pueden hacer las siguien-tes observaciones particulares respecto a energía eólica terrestre y termo-solar:

a) Reproduciendo el cálculo de ocupación del territorio con las hipótesis presentadas por Green-peace en cuanto a energía eólica se ocuparía entre 67-85% del te-rritorio peninsular, lejos del 56% propuesto por Greenpeace.

b) Respecto a energía termo-solar, intentando reproducir los cálcu-los de Greenpeace y utilizando los datos a día de hoy disponibles de centrales termo-solares de co-lectores cilíndricos parabólicos, se necesitaría una superficie de colectores de l9.ooo km2 (equiva-lente a la provincia de Cáceres).

2) Las hipótesis de partida del estudio presentado por Greenpeace (Ref.[l]) son la población y el consumo de electrici-dad diario por persona en el año 2050: 38,3 millones de personas, y 20 KW·h/d por persona, respectivamente. Estos da-tos están lejos de los presentados en este artículo 49,6 millones de habitan-tes (INE Ref.[3]) y 44 KW·h/d·persona resultado de cálculos realizados en el presente artículo.

3) El dato de demanda de electricidad propuesto por Greenpeace –280 TW·h/año– (considerado un valor conserva-

dor) es la base para el estudio de viabili-dad económica de España renovable en 2050 (Ref.[2]). Este documento presenta varios escenarios de mixes energéticos para cubrir esta demanda, utilizando los mejores emplazamientos para cada una de las tecnologías:• Mix diversidad de tecnologías: 390 TW·h/año• Mix optimización económica: 292 TW·h/año• Mix aprovechamiento de la gestión

de la demanda: 304 Tw·h/añoEn el presente artículo y derivado de

las hipótesis de población 49,6 millones de habitantes y 44 kW·h/d·persona, se estima una demanda de electricidad de 797 TW·h/año.

4) A la vista de esta discusión, como argumentación final, se puede afirmar que los postulados y posteriores con-clusiones obtenidas en el documento de Greenpeace parecen distar mucho de lo que los datos reales indican. Por lo tanto, cualquier extrapolación al futuro del caso español carece de ninguna base con significación estadística.

REFERENCIAS

[1] “Renovables 2050. Un informe sobre el potencial de las energías renovables en la España peninsular”. Greenpeace, julio 2005.

[2] “l00% Renovables. Un sistema eléctrico renovable para la España peninsular y su viabilidad económica”. Resumen de conclusiones. Greenpeace, abril 2007

[3] Instituto Nacional de Estadística. www.ine.es

[4] Ponencia:“ENERGÍA SOLAR TERMOELÉCTRICA” Sistemes Energètics Avançats i les seves Aplicacions. Universitat de les Illes Balears. Noviembre de 2003. Dr. Manuel Romero Álvarez. Director adjunto de IMDEA Energía.

[5] “Energía, 2005, 2006, 2007”. Foro Nuclear.

AGRADECIMIENTOS

A José, Manolo y Paco, por hacer posi-ble este artículo.

A la Junta Directiva de la SNE, por permitir que Jóvenes Nucleares sigamos creciendo.

A todos los Jóvenes Nucleares, por-que entre todos estamos consiguiendo desmitificar los miedos y las falsas in-formaciones que rodean a la Energía Nuclear.

Figura 4. Tendencia del consumo (1998-2007).

Consumo últimos 10 años día persona

1996

Kw

. h/d

ía. p

ers

on

a

1011121314

15161718

1920

1998 2000 2002

año

2004 2006 2008


febrero Acumulado Acumulado1.066 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 247.256,00 1.035.236,00 165.432.724,00Producción neta MWh 226.392,00 964.650,00 154.900.084Horas acoplado h 236,80 980,8,00 158.955,00Factor de carga o utilización % 34,52 68,58 85,59Factor de operación % 35,23 69,26 87,31 Paradas automáticas no programadas 0 0 11Paradas automáticas programadas 0 0 18Paradas no programadas 1 1 25Paradas programadas 0 0 27

febrero Acumulado Acumulado466 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 280.006,00 624.899,00 118.916.223,00Producción neta MWh 265.802,00 594.378,00 113.211.144,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 270.994,50Factor de carga o utilización % 89,42 94,70 77,32Factor de operación % 100,00 100,00 81,36Paradas automáticas no programadas 0 0 147Paradas automáticas programadas 0 0 9Paradas no programadas 0 0 60Paradas programadas 0 0 53

febrero Acumulado Acumulado1.095 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 737.355,00 1.539.057,00 186.768.682,00Producción neta MWh 709.930,00 1.481.359,00 179.906.547,00Horas acoplado h 672,00 1.416,00 189.705,39Factor de carga o utilización % 100,48 99,53 85,95Factor de operación % 100,00 100,00 88,35Paradas automáticas no programadas 0 0 95Paradas automáticas programadas 0 0 7Paradas no programadas 0 0 11Paradas programadas 0 0 28

Ascó I febrero Acumulado Acumulado1.032,5 MW en el año a origen


Ascó II febrero Acumulado Acumulado1.027,2 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 549.070 1.305.110 172.414.280,00Producción neta MWh 525.831 1.253.095 165.646.123,00Horas acoplado h 551,03 1.295,03 182.670,24Factor de carga o utilización % 79,54 89,73 86,50Factor de operación % 82,00 91,46 89,23Paradas automáticas no programadas 0 0 57Paradas automáticas programadas 0 0 4Paradas no programadas 0 0 10Paradas programadas 1 1 24

TRILLO IUFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,

HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%

NUCLENOR (ENDESA G. 50%, IBERDROLA G. 50%)Sta. Mª DE GAROÑA

ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%

febrero Acumulado Acumulado1.087,14 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 676.158,00 1.424.468,00 158.084.164,00Producción neta MWh 648.766,40 1.366.174,70 151.089.866,48Horas acoplado h 672,00 1.416,00 157.714,00Factor de carga o utilización % 92,56 92,54 81,78Factor de operación % 100,00 100,00 84,79 Paradas automáticas no programadas 0 0 44Paradas automáticas programadas 0 0 0Paradas no programadas 0 0 21Paradas programadas 0 0 23

VANDELLÓS II

ASCÓ ENDESA G. 100%

ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%

Almaraz I febrero Acumulado Acumulado977 MW en el año a origen


Almaraz II febrero Acumulado Acumulado980 MW en el año a origen


ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%

ENDESA G. 36%,IBERDROLA G. 53%, UFG 11%ALMARAZ

Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX COFRENTES IBERDROLA G. 100%

CENTRALES NUCLEARESESPAÑOLAS

DATOS


JUEVES NUCLEARES “COMUNICACIÓN EN TIEMPOS DE CRISIS” Piluca Nuñez

El pasado 2 de abril, Jóve-nes Nucleres organizó, den-tro del ciclo de conferencias de los Jueves Nucleares de la SNE, una conferencia-de-bate de la mano de Piluca Nuñez, responsable de Co-municación del Foro de la Industria Nuclear Española, donde coordina el Comité de Comunicación Nuclear.

La conferencia giró en torno a la importancia de comunicar en tiempos de crisis, entendiendo que cualquier situación que afecta a la imagen de una empresa positiva o negati-vamente, puede desenca-denar una crisis de comu-nicación.

Piluca Nuñez expusó la relevancia de la buena co-municación en nuestro sec-tor, ya que no sólo hay que dar importancia a la exce-lencia técnica y operacio-nal, sino también saber có-mo lidiar con el mundo de la comunicación, una tarea pendiente. Por el gran inte-rés mediático que suscita la industria nuclear, es im-portante saber conectar po-sitivamente con los medios masivos, televisión, prensa y radio.

Durante la conferencia se destacaron varios ejemplos representativos, tanto de la industria nuclear como fue-ra de ella, sobre cómo hay que realizar la comunicación en tiempos de crisis. Así, se pudo comprobar cómo, ante una situación a priori de cri-sis, el estar preparado per-mite manejar la crisis sin gran repercusión mediática. Además, se dieron algunas claves interesantes para sa-ber cómo enfrentarse a una situación así, y lo más im-portante, cómo ante una si-tuación nueva e inesperada, poder tener unas pautas co-munes de actuación.

La charla suscitó un gran interes y diversidad de opi-niones entre los asistentes, lo que ayudó a crear un de-bate en el que se pudieron ver los diferentes puntos de vista. Esta situación dió pie a que Piluca pudiera expli-car las diferentes tenden-cias de comunicación y el éxito o fracaso de las mis-mas.

Por último, desde Jóvenes Nucleares, agradecer a Pilu-ca Nuñez su colaboración y la oportunidad de compartir su gran experiencia en el te-ma, así como darnos un en-foque fuera del mundo ex-clusivamente técnico de la energía nuclear.

Secciones FIJASJÓVENES NUCLEARES

JÓVENES NUCLEARES EN LOS DEBATES DE JUVENTUDES SOCIALISTAS Y SETEM

El sábado 14 de marzo Jó-venes Nucleares participó en la primera “Jornada sobre Medio Ambiente organizada por Juventudes Socialistas de Madrid”, que tuvo lugar en el Salón de Actos del Edificio de Alumnos de la Universidad Complutense de Madrid.

Durante la jornada se pre-sentó a los asistentes el do-cumento elaborado por la Secretaria de Medio Am-biente del PSOE en la región Madrid y se debatió sobre la situación actual del estado medioambiental de la Comu-nidad de Madrid, así como los retos a afrontar en el fu-turo de la energía.

Por parte de Jóvenes Nu-cleares, Jose Luis Pérez parti-cipó en un debate a dos con Miguel Aguado Arnáez, Secre-tario de Medio Ambiente del PSM-PSOE, que permitió ana-lizar y acercar posturas entre las estrategias gubernamenta-les de desarrollo de las ener-gías renovables y la conside-ración de la Energía Nuclear como parte del mix energético con el fin de evitar el aumento de las emisiones de gases de efecto invernadero mantenien-do la seguridad de suministro necesaria y unos costes de ge-neración aceptables por la so-ciedad y la industria.

Posteriormente, el 18 de abril, Miguel Millán participó

en el Ciclo de Educación pa-ra el Desarrollo de SETEM en un debate junto a Ecolo-gistas en Acción. El debate se centró en torno al panora-ma energético, y en el papel que juega la Energía Nuclear en él. Por parte de Ecologis-tas en Acción estuvo pre-sente Paco Castejón, quien argumentó que la Energía Nuclear es una energía in-madura, que tiene conside-rables problemas por resol-ver y muy cara, e incapaz de sustituir al petróleo.

En su papel, Miguel Millán explicó el panorama eléctri-co español y europeo seña-lando que el grado de depen-dencia energética en Europa y en España es alarmante, así como las emisiones de CO2, incidiendo además, en que los países con ma-yor porcentaje de electrici-dad de origen nuclear como Suecia o Francia tienen una tasa de emisiones de CO2/kw·h muy baja en compara-ción con otros países que no disponen de esta tecnología como Dinamarca. Finalmen-te Miguel Millán mostró las soluciones definitivas para los residuos radiactivos y el futuro de la energía nuclear, la transmutación y los nue-vos reactores, y concluyó que la energía nuclear debe ser un factor importante para alcanzar un desarrollo soste-nible, junto con las energías renovables, el ahorro y la efi-ciencia energética.

Momento de las Jornadas.


Piluca Nuñez durante la presentación.

“Es un error dramático que no se quiera debatir de la energía nuclear, a favor o en contra, pero lo esen-cial es tener un debate”, ha añadido. En su opinión, la Unión Europea no puede estar “aislada” ni “excluir-se” del debate de la energía nuclear, sobre todo cuando cada vez habrá más países que recurran a este tipo de fuente energética. Además, ha alertado de que hay paí-ses en Europa que retrasa-rán 25 años sus programas de lucha contra el cambio climático debido a esta au-sencia de debate.

El ex presidente del Go-bierno ha advertido igual-mente de que sería un error “apearse” del objetivo fijado por la Unión Europea de lo-grar el llamado triple 20 en 2020 (reducción del 20% de emisiones, 20% de aho-

rro energético y 20% de uso de renovables) ahora que el petróleo está más barato porque, a su juicio, cuando la economía mundial vuel-va a crecer de nuevo al 3% nos encontraremos con otra crisis de oferta en materia energética.

En definitiva, aunque ha admitido que él es partida-rio de aplicar el principio de subsidiaridad y descargar a la UE de algunas de las competencias que podrían volver a los Estados, ha con-siderado “imprescindible” que los 27 se encaminen hacia una política energéti-ca común.

LA OPERACIÓN A LARGO PLAZO DE LAS CENTRALES NUCLEARES TIENE SENTIDO, SEGÚN REE

El presidente de Red Eléc-trica de España (REE), Luis Atienza, ha asegurado que “tiene sentido industrial” operar a largo plazo las cen-trales nucleares, ya que se debe “sacar el máximo par-tido” a esta tecnología.

Atienza, que ha participa-do en unas jornadas sobre energía organizadas por el IESE, ha calificado además de “estratégico” que Espa-ña participe en el desarrollo industrial de esta fuente de generación. En su opinión, “desde el punto de vista in-dustrial, puede ser de inte-rés estratégico no quedarnos fuera de una opción indus-trial europea que está to-mando cuerpo en estos mo-mentos”.

El presidente de REE ha afirmado que, en la actual coyuntura, conviene contar con una infraestructura que, en el caso de las ocho cen-trales españolas, está amor-tizada y tiene “costes hundi-dos”.

En todo caso, ha mostrado su cautela al pronunciarse acerca de la construcción de nuevas plantas en España.


SECCIONES FIJAS

Noticias de ESPAÑAUN ESTUDIO INTERNACIONAL SITÚA A DOS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS ENTRE LAS 50 MEJORES DEL MUNDO

España ocupa el undécimo puesto mundial por el com-portamiento de sus reactores nucleares en 2008, según la estadística anual de la pu-blicación Nuclenics Week. El factor de capacidad del conjunto del parque nuclear en 2008 ha sido de 87,76, siendo el parque nuclear sui-zo con un 93,76, el que ocu-pa el primer puesto.

La revista publica además una estadística de centrales nucleares a nivel mundial por su factor de producción. Dos reactores españoles es-tán entre los 50 mejores de los 439 del mundo por su comportamiento en 2008. Se trata del reactor II de la central nuclear de Almaraz (Cáceres), que ocupa el lugar número 13, y el reactor San-ta María de Garoña, que está en el puesto número 31.

Para la presidenta de Fo-ro de la Industria Nuclear Española, María Teresa Do-mínguez, “el esfuerzo cons-tante, las inversiones en mejoras y la experiencia acumulada hacen que el parque nuclear español des-taque entre los mejores del mundo. Es una satisfacción comprobar que España es un país puntero en tecnolo-gía nuclear y que así es re-conocido a nivel mundial”.

ANTONI GURGUÍ I FERRER, CONSEJERO DEL CSN

El nuevo consejero es Doctor Ingeniero Industrial, especialidad en Técnicas Energéticas, por la ETSI In-dustriales de Barcelona, y Master of Science in Engi-neering por la Universidad Ann Arbor de Michigan.

Ha desarrollado su carrera profesional en la industria,

la Universidad y la Genera-litat de Cataluña, en la que fue director general de In-dustria entre 2000 y 2003.

Ha presidido o formado parte de diferentes consejos de Administración y entida-des profesionales y cientí-ficas, nacionales e interna-cionales.

Es autor de libros y publi-caciones sobre fusión, ener-gía, transporte y ordenación territorial, entre otros te-mas.

FELIPE GONZÁLEZ PIDE UNA VEZ MÁS ABRIR UN DEBATE EUROPEO SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR

El presidente del grupo de reflexión sobre el futuro de la Unión Europea, Feli-pe González, ha reclamado abrir un debate europeo so-bre el tema en el marco de la política energética comu-nitaria y la lucha contra el cambio climático. “Se me interpretará que defiendo la energía nuclear. Se puede pensar que creo que es más razonable que otros usos, pero ese no es el problema. No estoy diciendo que se use, sino que se discuta”, ha argumentado González durante su intervención en la conferencia de presiden-tes de Parlamentos euro-peos celebrada en la Asam-blea Nacional francesa.

Antoni Gurguí I Ferrer durante su nombramiento en presencia de Miguel Sebastián, ministro de Industria, Turismo y Comercio y Carmen Martínez Ten, presidenta del CSN .

Felipe González.

“Vamos a ver cómo termina la planta de Finlandia y có-mo se desarrolla la tecnolo-gía solar”, ha señalado.

LA ASOCIACIÓN DE MUNICIPIOS EN ÁREAS DE CENTRALES NUCLEARES PIDE UN CALENDARIO PARA LA CONSTRUCCIÓN DEL ATC

En la reunión ordinaria

mantenida por la Comisión Directiva de la Asociación de Municipios en Áreas de Centrales Nucleares (AMAC) se ha debatido acerca del alarmante inmovilismo que el Gobierno de España ha demostrado en la puesta en marcha del proceso de se-lección para la ubicación del Almacén Temporal Centra-lizado (ATC) de residuos ra-diactivos, tal y como recoge el VI Plan General de Resi-

duos Radiactivos, aprobado en junio de 2006. Este Plan General, en ningún momento contempla Almacenes Tem-porales Individuales (ATI) como alternativa al ATC.

La convocatoria pública para albergar el ATC, permi-tiría una solución participati-va al problema de la gestión de los residuos radiactivos. En cambio, la realidad es que a día de hoy, en España hay dos Almacenes de Resi-duos Radiactivos de alta ac-tividad (Trillo y Zorita) y se pretende construir un terce-ro (Ascó) sin haber abierto ningún proceso de partici-pación pública, practicando así una política de hechos consumados en la gestión de residuos radiactivos que de ningún modo estamos dis-puestos a tolerar, señalan desde AMAC.

Según el comunicado de AMAC, los ATI sólo son aceptables como un paso previo al ATC, y durante un periodo de tiempo lo más breve posible. En ningún ca-so pueden suponer una al-ternativa al ATC. El VI Plan General de Residuos Radiac-tivos únicamente prevé una ATC para el almacenamien-to del combustible gastado. Sin embargo, la pasividad del Gobierno durante estos dos últimos años nos lleva a temer lo contrario, máxime, cuando la Empresa Nacio-nal de Residuos Radiactivos (ENRESA) publicó en el BOE 91, de 15 de abril de 2008 y bajo resolución con carác-ter de urgente, las bases del concurso para el diseño de contenedores que permitan almacenar el combustible gastado de Ascó I y II (Tarra-

gona) por un periodo de co-mo mínimo 50 años.

La construcción de un ATI implicaría necesariamente un cambio de estrategia en el Plan General de Residuos Radiactivos. En este sentido, AMAC recuerda que previa-mente a cualquier modifi-cación del Plan General, es necesario cumplimentar los procedimientos de Evalua-ción Estratégica Ambiental contemplados en las directi-vas europeas y la normativa medioambiental española.

Por todo ello, la Comisión Directiva de AMAC ha deci-dido personarse como parte interesada en cualquier pro-ceso de licenciamiento de ATI que inicie, y requerir al Gobierno de España que fi-je un calendario transparen-te para la construcción del ATC.


Noticias del MUNDO

colaboración con organis-mos reguladores extranje-ros, el HSE dice que va a seguir colaborando porque de esta forma se garantiza el acceso a toda la infor-mación disponible. El HSE también afirma que pien-sa utilizar la información procedente de los organis-mos reguladores extranje-ros para intentar evitar los análisis independientes in-necesarios, así como para definir las áreas problemá-ticas.

En el documento, se re-sumen los avances conse-guidos por los organismos reguladores extranjeros en la evaluación de los tres ti-pos de reactores que posi-blemente se utilicen en el Reino Unido, que son: UK EPR de Areva y Electricité de France, ESBWR de GE-Hitachi Nuclear Energy y AP1000 de Westinghouse Electric Company.

Se puede disponer de más información sobre el programa de colaboración internacional del HSE en

su web www.hse.gov.uk/newreactors.

Fuente: NucNet

ESTADOS UNIDOS

EL ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND DIO LUGAR A CAMBIOS “RADICALES Y PERMANENTES”

El accidente que se produ-jo en el año 1979 en la uni-dad 2 de la central nuclear de Three Mile Island (TMI), situada en Harrisburg (Pen-nsylvania), ha sido el suceso que mayor impacto ha teni-do en la reglamentación nu-clear en toda la historia. ha dec la Nuclear Regulatory Commission (NRC). Según la Nuclear Regulatory Com-mission (NRC), este suceso dio lugar a “cambios radi-cales y permanentes” en el modo de regular las centra-les en los Estados Unidos.

En un documento infor-mativo publicado para coin-cidir con el 30o aniversario del accidente el día 28 de

marzo de 2009, la NRC afir-ma que, desde el accidente, se han producido cambios reguladores sustanciales y otras mejoras que han con-tribuido a hacer más segu-ras y a mejorar las centrales nucleares.

Entre los cambios im-portantes que han reforza-do el papel regulador de la NRC, cabe destacar la no-tificación inmediata de su-cesos graves a la NRC por las centrales, así como la ampliación de los planes de emergencia, incluyendo un centro de operaciones de la NRC atendido las 24 horas del día.

Las autoridades de segu-ridad nuclear fuera de los Estados Unidos no estuvie-ron ajenas a las lecciones aprendidas. El accidente de TMI aceleró el plazo del lanzamiento del sistema de Misiones de Revisión de Se-guridad Operativa (OSART) del Organismo Internacional de Energía Atómica, puesto en marcha oficialmente en el año 1982. En Francia, se

REINO UNIDO

HSE PUBLICA LA NUEVA ESTRATEGIA PARA LA COLABORACIÓN EXTRANJERA

El Comité Ejecutivo de Sa-lud y Seguridad (HSE) britá-nico ha publicado su nueva estrategia para trabajar con los organismos reguladores extranjeros durante la eva-luación de nuevos diseños de central nuclear para el Reino Unido.

Según el HSE, cuyo Cuerpo de Inspectores de Instalacio-nes Nucleares está trabajan-do con la Agencia Medioam-biental para evaluar nuevos diseños de central nuclear, el diseño y construcción de reactores es “una actividad global”, por lo que es proba-ble que las unidades nuclea-res construidas en el Reino Unido sean similares a las que se están planteando o construyendo en otros mu-chos países.

En un documento que re-sume su estrategia para la

SÁNCHEZ GALÁN DEFIENDE EL MANTENIMIENTO DE GAROÑA

El presidente de Iberdro-la, Ignacio Sánchez Galán, ha defendido la ampliación de la vida útil de la central nuclear de Santa María de Garoña (Burgos), pendien-te de una decisión del Con-sejo de Seguridad Nuclear (CSN) que debe llegar antes de julio, al considerar que la planta ha sido auditada de forma sistemática, y con éxito, por la Agencia Euro-pea de la Energía Atómica y el CSN.

La central de Garoña, de la que Iberdrola es copro-pietaria junto con Endesa, entró en servicio en 1971 y es la más antigua de las ocho que hay en España. Para Sánchez Galán los ex-celentes resultados de la planta burgalesa y la calidad de sus instalaciones son un indicativo de que la planta debe continuar en marcha, y ha asegurado que cerrarla

brica de AREVA en la Ha-gue.

“Este éxito comercial re-conforta a AREVA en su posición de líder mundial como productor de com-bustible MOX y atesta la confianza de las eléctricas japonesas en nuestra tec-nología y nuestro saber ha-cer, para el primer reactor de agua en ebullición ja-ponés 100% “moxable”, ha declarado Jean-Pierre Gros, director de la Unidad de Negocio de Reciclaje.

Este contrato se inscribe en el programa japonés de reciclaje de combustibles usados y sigue a los con-tratos firmados por AREVA en el 2006 y 2008, con las empresas eléctricas japo-nesas CHUBU, KYUSHU, SHIKOKU y KANSAI.

Por otro lado, con el fin de valorizar y fortalecer sus relaciones con numerosos subcontratistas, el grupo AREVA ha reunido a 120 empresas francesas que la acompañan en su creci-

afirma que el accidente dio lugar a mejoras en la instru-mentación, en la ergonomía de las salas de control y en la formación, así como a la introducción de instruccio-nes “más allá del acciden-te de diseño base” para el equipo de operadores de la sala de control y de simula-cros de emergencia realiza-dos con regularidad.

El accidente de TMI ha conducido al establecimien-to del Institute of Nuclear Power Operations (INPO), con sede en Atlanta, que es el propio grupo de vigilan-cia y control de la industria, así como a la formación del actual Nuclear Energy Ins-titute para establecer un planteamiento unificado de la industria de los asuntos genéricos de la reglamen-tación nuclear e interacción

con la NRC y otros organis-mos gubernamentales.

Según la NRC, el acciden-te de TMI también dio lugar a un aumento de la identi-ficación, análisis y publica-ción de información sobre el rendimiento de las cen-trales, reconociendo el com-portamiento humano como “componente crítico de la seguridad de la central”.

Fuente: NucNet

ASIA

VARIOS PAÍSES PROMOCIONAN LA ENERGÍA NUCLEAR COMO “MECANISMO DE DESARROLLO LIMPIO”

Varios países asiáticos es-tán elaborando estudios con la intención de conseguir el reconocimiento global de la

energía nuclear como meca-nismo de desarrollo limpio (MDL) que se podría aprove-char para combatir el cam-bio climático.

El Foro Industrial Atómi-co de Japón (JAIF) ha dicho que los países van a prepa-rar estudios monográficos para apoyar el impulso de la energía nuclear como MDL en la XV reunión (COP15) de la Conferencia de las Partes que se celebrará en Dinamarca en diciembre de 2009, dentro del marco de la Convención sobre el Cam-bio Climático de las Nacio-nes Unidas.

El Foro para la Coopera-ción Nuclear en Asia (FN-CA) ha decidido que aque-llos países interesados en introducir la energía nu-clear deben realizar es-tudios monográficos, los

cuales abordarán distintos aspectos como los efectos económicos o las reduc-ciones de las emisiones de gases de efecto invernade-ro conseguidas con el uso de la energía nuclear. Es-tá previsto presentar los re-sultados de los estudios en una reunión del FNCA a ni-vel ministerial, que se cele-brará a finales del presente año, así como promocionar-los en la COP15 y posterio-res reuniones sobre el cam-bio climático.

Entre los países partici-pantes en el FNCA, se en-cuentran Australia, Ban-gladesh, China, Indonesia, Japón, Corea del Sur, Ma-lasia, Filipinas, Tailandia y Vietnam.

Fuente: NucNet

EMPRESASsería un lujo en tiempos de crisis. “Me costaría mucho trabajo entender –ha argu-mentado el presidente de Iberdrola– que en una si-tuación de crisis y con la que está cayendo, los espa-ñoles nos consideráramos tan ricos como para per-mitirnos el lujo de cerrar lo que otros mantienen”.

En este sentido, el máxi-mo responsable de la eléc-trica española ha recordado que plantas similares si-guen funcionando en otros países, con total normali-dad y con todas las garan-tías de seguridad, y ha ma-tizado que “si no estuviera en condiciones de seguri-dad total, yo sería el prime-ro en pedir su cierre”. Asi-mismo, Sánchez Galán ha citado el caso de países in-dustrializados como Japón, Suiza, Holanda o Estados Unidos, donde el permiso para operar de las centrales es de 60 años.

Respecto a la posibilidad de que se construyan nue-

vas centrales, poniendo así fin a la moratoria nuclear, ha afirmado que la política energética la deben hacer los gobiernos y no los em-presarios.

AREVA FIRMA UN CONTRATO PARA EL SUMINISTRO DE COMBUSTIBLE MOX CON DESTINO A LA ELÉCTRICA JAPONESA ELECTRIC POWER DEVELOPMENT

AREVA ha firmado un contrato para suministrar elementos de combustible MOX con destino a la futu-ra central nuclear de Ohma, en Japón. Esta central, cu-ya puesta en servicio está prevista para el 2014, se-rá operada por la empresa eléctrica japonesa Electric Power Development. Los combustibles MOX que se fabricarán en la fábrica de MELOX (Francia), provie-nen de combustible usado japonés reciclado en la fá-


SECCIONES FIJAS

ÍNDICE DE ANUNCIANTES

4 ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS 4ªC EMPESARIOS AGRUPADOS 2 ENUSA 2ªC WESTINGHOUSE

SECCIONES FIJAS

de no emitir CO2 proporciona un suministro fiable de ener-gía y con perspectivas a largo plazo. Esto es así por varias razones:

1. El uranio es abundante y está bastante distribuido, en este caso en países poco con-flictivos (Australia, Canadá).

2.Es posible prolongar las reservas de uranio a un pre-cio más elevado que el actual extrayéndolo del mar. Pero no intolerable, ya que el precio del combustible influye rela-

tivamente poco en el precio del kilovatio hora nuclear.

3. Es posible utilizar to-rio, del que existen reservas cinco veces más abundan-tes que de uranio.

4. Es posible reproce-sar el combustible nuclear en reactores regenerado-res que permitan “quemar” también el uranio 238 y, por lo tanto, multiplicar las reservas por 100.

¿Tiene sentido la contra-posición “Renovables o nu-clear” o, por el contrario, son complementarias?

La contraposición entre re-novables y nuclear es un dis-parate. El problema clave es reducir el consumo de car-bón, petróleo y gas natural. Toda fuente de energía que ayude a este objetivo (junto con el ahorro y la eficiencia energética) es buena.

La decisión sobre la ges-tión de los residuos, ¿es un problema técnico o una fal-ta de decisión política?

El problema técnico es-tá resuelto desde hace dé-cadas. Hay que tener en cuenta que los residuos producidos por las centra-les nucleares ocupan un volumen relativamente pe-queño y fácil de almace-nar en depósitos geológicos apropiados. Estos depósi-tos pueden ser naturales (el caso de Yucca Mountain en Estados Unidos) o perfora-dos (con taladros similares a los que se usan para ex-traer petróleo) en roca ba-sáltica. En este último caso pueden enterrarse a 1 o 2 kilómetros de profundidad, totalmente aislados de la cadena trófica y rodeados de roca cristalina (además de estar vitrificados y enla-tados en bidones metálicos a prueba de corrosión). Sin embargo, no son pocos los científicos que opinan que los residuos deben perma-necer accesibles (en depó-sitos situados a unos 300 metros de profundidad), ya que pueden ser reaprove-chados en el futuro, repro-

cesándolos para extraer mu-cha más energía de la que se obtiene en la actualidad.

Según el título, un ecolo-gista puede –incluso debe– estar a favor de la energía nuclear. ¿Cómo convencería a un ecologista tradicional?

De la única manera posi-ble. Exponiéndole mis argu-mentos, escuchando los su-yos, tratando de rebatir los datos o ideas que considera incorrectos y estando atento a sus críticas por lo que pue-dan tener de fundadas. Ha-blando se entiende la gente.

más inforamción:http://gomezcadenas.blogs-pot.com/http://www.gomezcadenas.com/

SECRETARÍA TÉCNICA. 35 Reunión Anual de la SNESenda Editorial • Isla de Saipán, 47 • 28035 Madrid • Tel.: +34 91 373 47 50 • Fax: +34 91 316 91 77

MENCIONESEl Comité Técnico establecerá un sistema para reacabar la opinión de los asistentes a las reuniones

técnicas y elegir una ponencia por cada una de las áreas temáticas.Las ponencias elegidas serán mencionadas en la sesión de clausura y recibirán diploma acreditativo

en la Asamblea General de la SNE en 2010.Así mismo, las ponencias serán publicadas en la Revista de la SNE

Documento Fecha Límite PresentaciónSinopsis 30 de abril de 2009 300 palabras (sólo texto)

Ponencia 15 de julio de 2009 4 - 8 páginas

IMPORTANTE

35Reunión AnualS o c i e d a d N u c l e a r E s p a ñ o l a

S E V I L L A 28-30 de octubre de 2009

SOLICITUD DE PONENCIAS

miento diario para entregar-les el Certificado de “Sumi-nistrador de AREVA”.

El objetivo de esta inicia-tiva es dar más visibilidad a la calidad de las relaciones de AREVA con sus socios fi-nancieros. La atribución de este certificado se apoya en casi 25 criterios de calidad, respeto de los valores de de-sarrollo sostenido y de com-petitividad. “Mantener rela-ciones de confianza a largo plazo con nuestros subcon-tratistas es una de las cla-ves del éxito de AREVA. Por ello, entregándoles el Certi-ficado de “Suministrador de AREVA”, les estamos dan-do las gracias y renovando nuestra confianza en ellos”, ha afirmado Anne Lauver-geon, presidenta de AREVA.

IBERDROLA INGENIERÍA Y CONSTRUCCIÓN RECIBE EL SELLO EUROPEO DE BRONCE A LA EXCELENCIA EMPRESARIAL

Iberdrola Ingeniería y Construcción ha recibido en Madrid el Sello de Bronce a la Excelencia Empresarial o Sello de Excelencia Eu-ropea nivel 300+, según el modelo de la EFQM (Euro-pean Foundation for Quali-ty Management), que otor-ga el Club de la Excelencia. El premio ha sido recogi-do por el consejero delega-do de Iberdrola Ingeniería y Construcción, Alberto Sicre, de manos del presidente de SGS, Ramón Robles, en re-presentación del Club de la Excelencia.

Al acto de entrega tam-bién han asistido la directo-ra Internacional de Iberdro-la, Amparo Moraleda, y el director de Medio Ambiente y Calidad del grupo, Carlos Fernández Briones, además de numerosos representan-tes de la matriz y de su fi-lial.

Iberdrola Ingeniería y Construcción ha obtenido este galardón tras la elabo-ración de una Memoria de Excelencia en la Gestión,

do escalar posiciones hasta convertirse en 2008 en el primer grupo energético na-cional, la tercera mayor em-presa española del Ibex 35 por capitalización, el líder mundial eólico y una de las cinco mayores eléctricas del mundo.

Esta salto dado por el gru-po ha sido posible gracias a las fuertes inversiones, más de 50.000 millones euros, realizadas en los últimos ocho años y a una visión es-tratégica que le ha permi-tido adelantarse a los mo-vimientos realizados en el sector energético.

En el ejercicio pasado y al comienzo de este año, IBER-DROLA ha empezado a sen-tar las bases de crecimien-to de la próxima década. En la actualidad, desarrolla 18 proyectos hidráulicos en Es-paña, Portugal y Brasil por más de 3.000 MW; cuenta con una cartera de proyec-tos renovables, fundamen-talmente eólicos, de más de 55.000 MW; ha firmado


realizada de acuerdo con los criterios del modelo EFQM, en la que la compa-ñía ha recogido, entre otros datos, aquellos relaciona-dos con la organización y el entorno en el que desarrolla su actividad.

Este nuevo certificado ra-tifica la calidad de la ges-tión de la filial de Iberdrola, que ha sido avalada tanto por sus resultados econó-micos y estrategias como por el grado de satisfacción de sus diferentes grupos de interés, entre los que figu-ran sus clientes, empleados y proveedores, así como la sociedad en general.

IBERDROLA AFIANZA SU LIDERAZGO EN ESPAÑA Y SE CONSOLIDA COMO UNA DE LAS CINCO MAYORES ELÉCTRICAS DEL MUNDO

IBERDROLA ha expe-rimentado en los últimos años una fuerte transfor-mación que le ha permiti-

PUBLICACIONES

acuerdos con GDF Suez y Scottish and Southern Ener-gy para la puesta en marcha de nuevas nucleares; y se ha adjudicado diferentes con-cursos para el desarrollo de infraestructuras energéticas y redes.

Por lo que respecta a los resultados de 2008, cabe destacar, además, que más de la mitad de la capacidad instalada del grupo (43.100 MW) se encuentra libre de emisiones y que IBERDRO-LA cuenta con un mix flexi-ble y de bajo coste variable. Basta señalar que el Ebitda de la Compañía alcanzó el ejercicio pasado los 6.412 millones de euros (+15,8%) y que un 99% del creci-miento del mismo vino de las áreas renovables e inter-nacional.

El beneficio neto del ejercicio 2008 alcanzó los 2.860,6 millones de euros, lo que supone un 21,3% más que el año anterior.

JUAN JOSÉ GÓMEZ CÁRDENAS

Físico y escritor, Juan Jo-sé Gómez Cadenas (Carta-gena, 1960) es profesor de Investigación del CSIC, ca-tedrático excedente de Fí-sica Atómica y Nuclear y director del grupo de Físi-ca de Neutrinos del Institu-to de Física Corpuscular de Valencia.

Formado en Estados Uni-dos, trabajó durante ocho años en el CERN y ha sido profesor visitante en diver-sas universidades e institu-ciones científicas de todo el mundo.

Además de desarrollar su trabajo en el mundo de la ciencia, Juan José Gómez Cadenas dedica a la nove-la una parte de su tiempo. En 2007 publicó “Materia Extraña” (Espasa), un rela-to situado en el CERN, don-

de se mezcla acción, trama policial y afectos persona-les.

Recientemente ha publi-cado el libro “El ecologista nuclear”, en el que aborda el que, según él, es el pro-blema más importante al que se enfrenta la huma-nidad este siglo, el cambio climático. Asimismo, Gó-mez Cadenas explica que la única alternativa a los com-bustibles fósiles es un mix eléctrico basado en la ener-gía nuclear.

¿Es el cambio climático la razón fundamental para apostar por la energía nu-clear?

A la larga, los combus-

tibles fósiles van a agotar-se (el gas natural y el pe-tróleo mucho antes que el carbón). En el caso de Es-paña, tenemos una fuerte

dependencia energética, ya que importamos el 80% del carbón y el 100% del pe-tróleo y el gas natural que consumimos. El gas natural supone un 35% de nuestro mix y las reservas están en manos de unos pocos paí-ses, particularmente no amistosos. En este sentido, la energía nuclear, además


CONVOCATORIAS 2009Congresos y Reuniones

19-23 MAYOCÓRDOBA, ESPAÑA

ENYGF 09: EUROPEAN NUCLEAR YOUNG GENERATION FORUMENS Young Generation Network, Jóvenes Nucleares JJNNContacto: [email protected]: http://enygf09.org

7-10 JUNIOMARSELLA, FRANCIA

ANIMMA 2009, ADVANCEMENTS IN NUCLEAR INSTRUMENTATION, MEASUREMENT METHODS AND THEIR APPLICATIONSinfo: www.animma.com

14-18 JUNIOATLANTA, EEUU

ANS ANNUAL MEETINGAmerican Nuclear Society ANS

info: www.new.ans.org

12-16 JULIOBRUSELAS, BÉLGICA

ICONE 17INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERINGASME

info: www.asmeconferences.org/icone17/

5 JULIO - 15 AGOSTOOXFORD, REINO UNIDO

THE FITH ANNUAL WNU SUMMER INSTITUTEWorld Nuclear University (WNU)

info: www.euronuclear.org/pdf/SIAnnouncement09.pdf

12-16 JULIOBRUSELAS, BÉLGICA

ICONE 17 International Conference on Nuclear EngineeringASME

Info: http://www.asmeconferences.org/icone17/

6-10 SEPTIEMBREPARÍS, FRANCIA

TOP FUEL 2009SFEN

https://www.sfen.fr/index.php/plain_site/water_reactor_fuel_performance_meeting_wrfpm_2009_top_fuel

6-11 SEPTIEMBREPARÍS, FRANCIA

GLOBAL 2009SFEN

https://www.sfen.fr/index.php/plain_site/global_2009

9-11 SEPTIEMBRELONDRES, REINO UNIDO

34TH ANNUAL SYMPOSIUMWorld Nuclear Association

Info:

http://www.wna-symposium.org/email/Symposium2009_OnlineRegistration.html

CONVOCATORIAS 2009

35 SNEREUNIÓN ANUALsevilla 2009

El logotipoEl logotipo de la 35 Reunión Anual de la SNE busca representar de for-

ma dinámica una imagen moderna de la Sociedad Nuclear Española, ade-más de representar a la ciudad de Sevilla.

Para ello, se ha diseñado un logotipo en el que predominan dos colores característicos de la tierra andaluza: el rojo “sangre” y el amarillo “albe-ro”. Además, se ha incluido el verde que identifica a la SNE y el azul del cielo y el agua, que tan presentes están en la cultura andaluza.

Para identificar a la ciudad se ha diseñado una “S” que domina la com-posición y que, además es una interpretación del famoso lema de la ciudad “NO MADEJA DO”, otorgado a la capital andaluza por el rey Alfonso X, El Sabio, en roconocimiento a su fidelidad.

El rey Alfonso X había arruinado a la hacienda nacional y empobrecido al pueblo. Ante el descontento se formaron bandos y su propio hijo Don Sancho, se alzó en armas para restablecer la ley y el orden; sin usar la fuerza, atrajo a sus partidarios y evitó el combate directo con su padre. Con un poderoso ejér-cito fue reconocido como rey, siendo jurado y acatado en todas las ciudades menos en Sevilla, donde el rey Alfonso X se había refugiado.

Don Sancho dejó que la ciudad siguiera fiel a Don Alfonso hasta sus últimos días sirviéndole, y como muestra de su gratitud a Sevilla, concedió al Ayunta-miento que en su escudo pusiera el lema con las sílabas NO y DO, y entre ellas una madeja.

Su lectura es: NO-MADEJA-DO, que es la expresión fonética sevillana con que se pronuncia la frase NO ME HA DEJADO.

La sedeEl hotel Barceló Renacimiento, situado en la isla de La Car-

tuja, pondrá a disposición de todos los asistentes sus insta-laciones para la celebración de la 35 Reunión Anual de la SNE.

Programa técnicoLos actos de apertura y clausura serán los puntos de referen-

cia institucional de esta Reunión Anual. Por su parte, las sesio-nes plenarias analizarán temas de especial relevancia, como la “Prospectiva energética en el horizonte de 2030”.

Como es ya tradicional, el programa técnico de la 35 Reunión Anual incluye la celebración de las sesiones técnicas, en las que se expondrán los más de 200 trabajos que el Comité Técnico tiene previsto recibir.

Este programa se completa con las sesiones monográficas y con los cursos “Aprende más de...”, en los que se actua-lizará el conocimiento de aspectos relevantes para los pro-fesionales.

Sevilla será la sede de la 35 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear EspañolaEntre los días 28 y 30 de octubre, los profesionales y las empresas del sector tendrán en la capital

andaluza su punto de encuentro


28-30 octubre 2009

Programa socialLa ciudad de Sevilla constituye un marco

de excepcional belleza y atractivo. A lo largo de los siglos, muchas y diferentes culturas han estado presentes en la historia de la ciu-dad, dejando a su paso un rico patrimonio cultural, monumental y artístico que pode-mos admirar en sus calles y en sus museos. Un medio muy típico y bonito para visitar Se-villa es dar un paseo en coche de caballos por los lugares más representativos de la ca-pital hispalense, como son la Giralda, la To-rre del Oro, el Archivo de Indias, el Palacio de San Telmo o la Plaza de Toros de la Real Maestranza, entre otros.

El tradicional concierto de la Reunión Anual tendrá lugar en Los Reales Alcázares, un conjunto de edificios palaciegos declara-do Patrimonio de la Humanidad, que ha si-do el escenario de diversos acontecimientos relacionados con la Corona. Con más de mil años de historia –su construcción se inició en el año 913–, este monumento es una ver-dadera joya arquitectónica en la que se su-perponen diversos estilos artísticos.

El Rancho El Rocío, de los hermanos Pe-ralta, será el lugar de celebración de la ce-na oficial. Además de degustar los productos de la zona, entre los que destacan el jamón ibérico y las tortas de calamares, los asisten-tes a la cena disfrutarán de un espectáculo ecuestre de especial belleza.

Programa de acompañantesSevilla y Jerez serán los lugares que visi-

tarán los acompañantes de la 35 Reunión Anual. En próximos números de Nuclear Es-paña ampliaremos información sobre estas actividades.

Te esperamos

el aprovisionamiento de uranio - sne.es · sumario 3 editorial 5 entrevista germán...

Documents