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Frecuencia de daño al núcleo

La frecuencia de daños al núcleo ( CDF ) es un término utilizado en la evaluación probabilística de riesgos (PRA) que indica la probabilidad de que se produzca un accidente que causaría daños graves al combustible nuclear en el núcleo de un reactor nuclear . [1] [2] [3] Los accidentes con daños al núcleo se consideran extremadamente graves porque los daños graves al combustible en el núcleo impiden la eliminación adecuada del calor o incluso el apagado seguro, lo que puede provocar una fusión nuclear . [3] Algunas fuentes sobre CDF consideran que el daño central y la fusión del núcleo son lo mismo, y se utilizan diferentes métodos de medición entre industrias y naciones, por lo que el valor principal del número CDF está en la gestión del riesgo de accidentes centrales dentro de un sistema. y no necesariamente para proporcionar estadísticas a gran escala. [3] [4]

Se realiza una evaluación de cambios permanentes o temporales en una central nuclear para evaluar si dichos cambios están dentro de los criterios de riesgo. Por ejemplo, la probabilidad de que se dañe el núcleo puede aumentar al reemplazar un componente, pero la probabilidad sería aún mayor si ese componente fallara porque no fue reemplazado. [4] Las medidas de riesgo, como la frecuencia de daños al núcleo y la gran frecuencia de liberación temprana (LERF), determinan los criterios de riesgo para tales cambios.

Este análisis de riesgos permite tomar decisiones sobre cualquier cambio dentro de una central nuclear de acuerdo con la legislación, los márgenes de seguridad y las estrategias de desempeño.

Un estudio de 2003 encargado por la Comisión Europea señaló que "una frecuencia de daños al núcleo de 5 × 10 −5 [por año de reactor] es un resultado común" o, en otras palabras, un incidente de daño al núcleo cada 20.000 años de reactor. [3] Un estudio de 2008 realizado por el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica , la frecuencia estimada de daño al núcleo de la industria nuclear de los Estados Unidos se estima en 50.000 años de reactor, o 2 × 10 −5 . [5]

Suponiendo que haya 500 reactores en uso en el mundo, las estimaciones anteriores del FCD significan que, estadísticamente, se esperaría que ocurriera un incidente con daños al núcleo en algún lugar del mundo cada 40 años para la tasa promedio de accidentes estimada por la Comisión Europea en 2003 , o cada 100 años para el Instituto de Investigaciones de Energía Eléctrica estimó la tasa promedio de accidentes de 2008.

Según un informe de 2011 del Consejo de Defensa de Recursos Nacionales, en todo el mundo se han acumulado alrededor de 14.400 años-reactor de operación de energía comercial para 582 reactores. De estos 582 reactores, 11 han sufrido graves daños en el núcleo. [6] Estos datos históricos dan como resultado una tasa de accidentes promedio en la era 1954 a 2011 de 1 por cada 1.309 años de reactor (7,6 × 10 −4 por CDF por año de reactor). En cinco de estos accidentes, los daños fueron lo suficientemente leves como para que el reactor fuera reparado y reiniciado.

Durante el terremoto de 2011 y el consiguiente tsunami de más de 15 metros en la costa este de Japón , la central nuclear de Fukushima I sufrió daños en el núcleo de tres de sus seis reactores después de que los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo fallaran debido a condiciones extremas que superaban las bases de diseño . Es decir, las plantas de Fukushima no consideraron un tsunami por encima de los 3,1 metros (10 pies) en su diseño original. [7] Estos reactores eran reactores General Electric BWR-3 y BWR-4 dentro de diseños de contención Mark I , lo cual es común en los Estados Unidos. Sin embargo, todos estos tipos de plantas tienen diseños diferentes debido a las regulaciones, las preferencias de servicios públicos individuales y la ubicación de la construcción. En 1995, Sandia National Laboratories estimó que los reactores BWR-3 y BWR-4 individuales en los Estados Unidos tienen una frecuencia de daño al núcleo entre 10 −4 y 10 −7 . [8]

Ver también

Referencias

  1. ^ "Glosario: frecuencia de daños centrales". Washington, DC : Comisión Reguladora Nuclear . Consultado el 29 de noviembre de 2008 .
  2. ^ "Definición de PRA". Evaluación Probabilística de Riesgos (PRA) . Washington, DC : Comisión Reguladora Nuclear . 28 de noviembre de 2007 . Consultado el 12 de septiembre de 2008 .
  3. ^ abcd Leurs, Licenciado en Letras; RCN Ingenio (enero de 2003). "Medidas de apoyo perjudiciales para el medio ambiente en los Estados miembros de la UE" (PDF) . CE, número de publicación 03.7905.11. pag. 137. Archivado desde el original (PDF) el 27 de octubre de 2012 . Consultado el 13 de junio de 2012 .
  4. ^ ab Curtis L. Smith (1998). "Cálculo de probabilidades condicionales de daños al núcleo para operaciones de centrales nucleares" (PDF) . Idaho Falls, Idaho : Laboratorio Nacional de Ingeniería y Medio Ambiente de Idaho. Archivado desde el original (PDF) el 28 de agosto de 2008 . Consultado el 29 de noviembre de 2008 .
  5. ^ Gaertner, Juan; Ken Canavan; Doug True (febrero de 2008). "Beneficios operativos y de seguridad de las iniciativas basadas en riesgos" (PDF) . Instituto de Investigaciones en Energía Eléctrica . págs. 3 nota al pie 3 . Consultado el 12 de septiembre de 2008 .
  6. ^ Thomas B. Cochran (27 de abril de 2011). "Reevaluación de la frecuencia de accidentes por fusión parcial del núcleo". Consejo de Defensa de los Recursos Nacionales. Archivado desde el original el 8 de mayo de 2012 . Consultado el 19 de junio de 2011 .
  7. ^ James M. Acton y Mark Hibbs (marzo de 2012). "Por qué Fukushima se pudo prevenir" (PDF) . Fondo Carnegie para la Paz Internacional. Archivado desde el original el 2 de noviembre de 2016 . Consultado el 4 de septiembre de 2016 .
  8. ^ Susan Dingman (1995). "Perspectivas de frecuencia de daños centrales para plantas de 4 bucles BWR 3/4 y Westinghouse basadas en resultados de IPE" (PDF) . NRC de EE. UU.

enlaces externos