El RBMK ( ruso : реа́ктор большо́й мо́щности кана́льный , РБМК; reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy , "reactor tipo canal de alta potencia") es una clase de reactor de energía nuclear moderado por grafito diseñado y construido por la Unión Soviética . El nombre se refiere a su diseño donde, en lugar de un gran recipiente a presión de acero que rodea todo el núcleo, el núcleo está rodeado por un tanque cilíndrico anular de acero dentro de una bóveda de concreto y cada elemento combustible está encerrado en una tubería individual de 8 cm (interior) de diámetro. (llamado "canal tecnológico"). Los canales también contienen refrigerante y están rodeados de grafito.
El RBMK es uno de los primeros reactores de la Generación II y el diseño de reactor comercial más antiguo que aún se encuentra en funcionamiento. Ciertos aspectos del diseño original del reactor RBMK, como el gran coeficiente de vacío positivo , el "efecto scram positivo" de las barras de control [3] y la inestabilidad a bajos niveles de potencia, contribuyeron al desastre de Chernobyl de 1986 , en el que un RBMK experimentó un Reacción nuclear en cadena descontrolada , que conduce a una explosión de vapor e hidrógeno, un gran incendio y la posterior fusión del núcleo . Se liberó material radiactivo en una gran parte de Europa. El desastre provocó llamamientos en todo el mundo para que los reactores fueran completamente desmantelados; sin embargo, todavía existe una dependencia considerable de las instalaciones de RBMK para obtener energía en Rusia. La mayoría de los defectos en el diseño de los reactores RBMK-1000 se corrigieron después del accidente de Chernobyl y desde entonces una docena de reactores han estado funcionando sin incidentes graves durante más de treinta años. [4]
Nueve bloques RBMK en construcción fueron cancelados después del desastre de Chernobyl , y el último de los tres bloques RBMK restantes en la central nuclear de Chernobyl se cerró en 2000. En febrero de 2024, todavía hay 7 reactores RBMK y tres pequeños EGP-6 moderados por grafito. reactores de agua ligera que funcionan en Rusia. [1] [5] Todos han sido modernizados con una serie de actualizaciones de seguridad. Después de 1986 sólo se iniciaron dos bloques RBMK: Ignalina-2 y Smolensk-3 .
El RBMK fue la culminación del programa de energía nuclear soviético para producir un reactor de energía refrigerado por agua con potencial de doble uso basado en sus reactores militares de producción de plutonio moderados por grafito. El primero de ellos, Obninsk AM-1 ("Атом Мирный", Atom Mirny , "átomo pacífico" en ruso, análogo a los Átomos para la Paz estadounidenses ) generó 5 MW de electricidad a partir de 30 MW de potencia térmica y suministró Obninsk desde 1954 hasta 1959. Los prototipos posteriores fueron losreactor AMB-100 yReactor AMB-200 ambos en la central nuclear de Beloyarsk .
Al utilizar un diseño minimalista que utilizaba agua normal (ligera) para enfriar y grafito para moderación , fue posible utilizar combustible con un enriquecimiento menor ( uranio enriquecido al 1,8% en lugar de un enriquecimiento del 4%, considerablemente más caro). Esto permitió construir un reactor extraordinariamente grande y potente que podría construirse rápidamente, en gran medida a partir de piezas fabricadas in situ en lugar de hacerlo en fábricas especializadas. El diseño inicial de 1.000 MWe también dejó espacio para el desarrollo de reactores aún más potentes. Por ejemplo, los reactores RBMK de la central nuclear de Ignalina, en Lituania, tenían una potencia nominal de 1.500 MWe cada uno, un tamaño muy grande para la época e incluso para principios del siglo XXI. A modo de comparación, el EPR tiene una capacidad eléctrica neta nominal de 1600 MW (4500 MW térmicos ) y se encuentra entre los tipos de reactores más potentes jamás construidos.
El diseño del RBMK-1000 se finalizó en 1968. En ese momento era el diseño de reactor nuclear más grande del mundo, superando los diseños occidentales y el VVER (un diseño de reactor PWR soviético anterior) en potencia y tamaño físico, siendo 20 veces mayor en volumen que reactores occidentales contemporáneos. De manera similar a los reactores CANDU , podría producirse sin la industria especializada que requieren los recipientes a presión de los reactores grandes y de paredes gruesas , como los utilizados por los reactores VVER, aumentando así el número de fábricas capaces de fabricar componentes del reactor RBMK. No se construyeron prototipos del RBMK; se puso directamente en producción en masa.
El RBMK fue proclamado por algunos como el reactor nacional de la Unión Soviética, probablemente debido al nacionalismo debido a su diseño único, gran tamaño y potencia y especialmente porque el VVER fue llamado el reactor americano por sus detractores en la Unión Soviética , ya que su El diseño es más similar al de los reactores PWR occidentales. Anatoly Aleksandrov, del Instituto Kurchatov de Energía Atómica, presentó una patente de invención ultrasecreta para el diseño del RBMK ante la oficina de patentes soviética, quien personalmente se atribuyó el mérito del diseño del reactor. Debido a que un edificio de contención habría tenido que ser muy grande y costoso, duplicando el costo de cada unidad, debido al gran tamaño del RBMK, originalmente se omitió del diseño. Sus diseñadores argumentaron que la estrategia del RBMK de tener cada elemento combustible en su propio canal con un flujo de agua de refrigeración era una alternativa aceptable para la contención.
El RBMK fue diseñado principalmente en el Instituto Kurchatov de Energía Atómica y NIKIET , dirigido por Anatoly Aleksandrov y Nikolai Dollezhal respectivamente, de 1964 a 1966. La Unión Soviética favoreció al RBMK sobre el VVER debido a su facilidad de fabricación. debido a la falta de una vasija de presión del reactor grande y de paredes gruesas y de generadores de vapor asociados relativamente complejos, y su gran producción de energía, lo que permitiría al gobierno soviético cumplir fácilmente sus objetivos de planificación económica central . [6]
Los defectos en el diseño original del RBMK fueron reconocidos por otros, incluso dentro del Instituto Kurchatov antes de que se construyeran las primeras unidades, pero las órdenes para la construcción de las primeras unidades del RBMK, que estaban en Leningrado, ya habían sido emitidas en 1966 por el gobierno soviético. gobierno cuando sus preocupaciones llegaron al Comité Central del Partido Comunista de la Unión Soviética y al Consejo de Ministros soviético . Esto provocó una repentina reforma del RBMK. La producción de plutonio en un RBMK se habría logrado operando el reactor bajo parámetros térmicos especiales, pero esta capacidad se abandonó desde el principio. [7] Este fue el diseño que se finalizó en 1968. El rediseño no resolvió más fallas que no se descubrieron hasta años después. La construcción del primer RBMK, que estaba en la central nuclear de Leningrado , comenzó en 1970. La unidad 1 de Leningrado se inauguró en 1973.
En Leningrado se descubrió que el RBMK, debido a su alto coeficiente de vacío positivo, se volvía más difícil de controlar a medida que se consumía o quemaba el combustible de uranio, volviéndose impredecible cuando se cerró después de tres años para mantenimiento. Esto hizo que controlar el RBMK fuera una tarea muy laboriosa, mental y físicamente exigente, que requería el ajuste oportuno de docenas de parámetros cada minuto, las 24 horas del día, desgastando constantemente interruptores como los utilizados para las barras de control y provocando que los operadores sudaran. El porcentaje de enriquecimiento se incrementó del 1,8% al 2,0% para aliviar estos problemas.
Algunos en la Unión Soviética consideraban que el RBMK ya estaba obsoleto poco después de la puesta en servicio de la unidad 1 de Chernobyl. Aleksandrov y Dollezhal no investigaron más a fondo ni entendieron profundamente los problemas del RBMK, y el coeficiente de vacío no se analizó en los manuales. para el reactor. Los ingenieros de la unidad 1 de Chernobyl tuvieron que crear soluciones para muchos de los defectos del RBMK, como la falta de protección contra la falta de suministro de agua de alimentación. Las unidades de Leningrado y Chernobyl 1 tuvieron fusiones parciales que fueron tratadas, junto con otros accidentes nucleares en centrales eléctricas, como secretos de estado y, por lo tanto, eran desconocidas incluso para otros trabajadores de esas mismas centrales.
En 1980, NIKIET se dio cuenta, después de completar un estudio confidencial, de que era probable que se produjeran accidentes con el RBMK incluso durante el funcionamiento normal, pero no se tomaron medidas para corregir los defectos del RBMK. En lugar de ello, se revisaron los manuales, lo que se consideró suficiente para garantizar un funcionamiento seguro siempre que se siguieran atentamente. Sin embargo, los manuales eran vagos y el personal de las centrales eléctricas soviéticas ya tenía la costumbre de infringir las reglas para cumplir objetivos económicos, a pesar de que los equipos eran inadecuados o funcionaban mal. Fundamentalmente, no quedó claro que varias barras de control debían permanecer en el reactor en todo momento para proteger contra un accidente, como lo expresa vagamente el parámetro Margen de Reactividad Operacional (ORM). [8] Se agregaron un registrador gráfico ORM y una pantalla a las salas de control de RBMK después del desastre de Chernobyl.
Se prevé una vida útil de 45 años para muchas de las unidades, después de una renovación de mitad de vida. [9]
El foso o bóveda del reactor es de hormigón armado y tiene unas dimensiones de 21,6m × 21,6m × 25,5m. Alberga la vasija del reactor, que es de forma anular, formada por una pared cilíndrica interior y exterior y placas metálicas superior e inferior que cubren el espacio entre las paredes interior y exterior, sin cubrir el espacio que rodea la vasija. La vasija del reactor es un cilindro anular de acero con paredes huecas y presurizado con gas nitrógeno, con un diámetro interior y una altura de 14,52 mx 9,7 m, y un espesor de pared de 16 mm.
Para absorber las cargas axiales de dilatación térmica , está equipado con dos fuelles compensadores , uno superior y otro inferior, en los espacios entre las paredes interior y exterior. El recipiente rodea la pila de bloques con núcleo de grafito, que sirve como moderador. La pila de grafito se mantiene en una mezcla de helio y nitrógeno, lo que proporciona una atmósfera inerte para el grafito, lo protege de posibles incendios y facilita la transferencia del exceso de calor del grafito a los canales de refrigerante.
Los bloques moderadores están fabricados en grafito nuclear cuyas dimensiones son de 25 cm x 25 cm en el plano perpendicular a los canales, y con varias dimensiones longitudinales comprendidas entre 20 cm y 60 cm según su ubicación en la pila. A lo largo del eje longitudinal de los bloques hay orificios de 11,4 cm de diámetro para los canales de combustible y control. Los bloques se apilan, rodeados por la vasija del reactor, formando un núcleo cilíndrico con un diámetro y una altura de 14 mx 8 m. [10] La temperatura máxima permitida del grafito es de hasta 730 °C. [11]
El reactor tiene una región central activa de 11,8 metros de diámetro por 7 de altura. En un reactor RBMK-1000 hay 1.700 toneladas de bloques de grafito. [8] El nitrógeno presurizado en el recipiente evita el escape de la mezcla de helio y nitrógeno utilizada para enfriar la pila de grafito.
La vasija del reactor tiene en su lado exterior un tanque de agua anular cilíndrico integral, [12] una estructura soldada con paredes de 3 cm de espesor, un diámetro interior de 16,6 my un diámetro exterior de 19 m, dividido internamente en 16 compartimentos verticales. El agua se suministra a los compartimentos desde abajo y se retira desde arriba; el agua se puede utilizar para el enfriamiento de emergencia del reactor. El tanque contiene termopares para detectar la temperatura del agua y cámaras de iones para monitorear la potencia del reactor. [13] El tanque, junto con una capa anular de arena entre el lado exterior del tanque y el lado interior del pozo, [8] y el concreto relativamente grueso del pozo del reactor sirven como escudos biológicos laterales.
La parte superior del reactor está cubierta por el escudo biológico superior (UBS), también llamado "Esquema E", o, tras la explosión (del reactor 4 de Chernóbil), Elena . El UBS es un disco cilíndrico de 3 mx 17 m de tamaño y 2000 toneladas de peso. [8] Es atravesado por tubos verticales para conjuntos de canales de control y combustible. La parte superior e inferior están cubiertas con placas de acero de 4 cm de espesor, soldadas herméticamente al helio y, además, unidas mediante soportes estructurales. El espacio entre las placas y las tuberías está lleno de serpentinita , [8] una roca que contiene cantidades significativas de agua unida . La serpentinita protege la radiación del escudo biológico y se aplicó como una mezcla de hormigón especial. El disco se apoya en 16 rodillos, ubicados en la parte superior del tanque de agua cilíndrico reforzado. La estructura de la UBS soporta los canales de combustible y control, el suelo sobre el reactor en la sala central y las tuberías de vapor y agua. [13] [14]
Debajo de la parte inferior del núcleo del reactor se encuentra el escudo biológico inferior (LBS), similar al UBS, pero de sólo 2 mx 14,5 m de tamaño. A través de él pasan los tubos de los extremos inferiores de los canales de presión y soporta el peso de la pila de grafito y de la tubería de entrada del refrigerante. Una estructura de acero, dos placas pesadas que se cruzan en ángulo recto debajo del centro del LBS y soldadas al LBS, soportan el LBS y transfieren la carga mecánica al edificio. [14]
Por encima de la UBS, hay un espacio con tuberías de canal superior y cableado de instrumentación y control (I&C) o control y monitoreo. Encima está el Conjunto 11, formado por la cubierta de protección superior o cubiertas de canal. Sus superficies superiores forman parte del suelo de la sala del reactor y sirven como parte del escudo biológico y para el aislamiento térmico del espacio del reactor. Consisten en bloques de hormigón de serpentinita que cubren tapones individuales de grafito de acero removibles, ubicados sobre la parte superior de los canales, formando lo que se asemeja a un círculo con un patrón de cuadrícula. [14] Por eso los trabajadores de la planta de RBMK llaman pyatachok al suelo sobre el reactor , en referencia a la moneda de cinco kopeks. [8] Hay una cubierta (tapa/bloque) por enchufe y un enchufe por canal.
Los canales de combustible consisten en tubos de presión soldados de zircaloy de 8 cm de diámetro interior con paredes de 4 mm de espesor, conducidos a través de los canales en el centro de los bloques moderadores de grafito . Las partes superior e inferior de los tubos están hechas de acero inoxidable y unidas al segmento central de zircaloy con acoplamientos de aleación de acero y circonio. El tubo de presión se sujeta en los canales de la pila de grafito con dos tipos alternos de anillos de grafito divididos de 20 mm de alto. Uno está en contacto directo con el tubo y tiene un espacio libre de 1,5 mm con respecto a la pila de grafito, el otro está tocando directamente la pila de grafito y tiene un espacio libre de 1,3 mm con respecto al tubo. Este conjunto reduce la transferencia de cargas mecánicas causadas por la hinchazón inducida por neutrones , la expansión térmica de los bloques y otros factores al tubo de presión, al tiempo que facilita la transferencia de calor desde los bloques de grafito. Los tubos de presión están soldados a las placas superior e inferior de la vasija del reactor. [14]
Si bien la mayor parte de la energía térmica del proceso de fisión se genera en las barras de combustible, aproximadamente el 5,5% se deposita en los bloques de grafito, ya que moderan los neutrones rápidos formados a partir de la fisión. Esta energía debe eliminarse para evitar el sobrecalentamiento del grafito. Aproximadamente entre el 80% y el 85% de la energía depositada en el grafito se elimina mediante los canales de refrigerante de las barras de combustible, mediante conducción a través de los anillos de grafito. El resto del calor del grafito se elimina de los canales de las barras de control mediante la circulación forzada de gas a través del circuito de gas. [15]
En los núcleos de los reactores RBMK de primera generación hay 1.693 canales de combustible y 170 canales de barras de control. Los núcleos de reactores de segunda generación (como los de Kursk y Chernobyl 3/4) tienen 1.661 canales de combustible y 211 canales de barras de control. [16] El conjunto combustible está suspendido en el canal de combustible sobre un soporte, con un tapón de sellado. El tapón de cierre tiene un diseño sencillo, para facilitar su extracción e instalación por parte de la máquina de repostaje online controlada remotamente .
Los canales de combustible pueden contener, en lugar de combustible, absorbentes de neutrones fijos o estar llenos completamente con agua de refrigeración. También pueden contener tubos rellenos de silicio en lugar de un elemento combustible, con el fin de dopar semiconductores. Estos canales podrían identificarse mediante sus correspondientes servolectores, que serían bloqueados y reemplazados por el símbolo atómico del silicio.
La pequeña holgura entre el canal de presión y el bloque de grafito hace que el núcleo de grafito sea susceptible de sufrir daños. Si un canal de presión se deforma, por ejemplo debido a una presión interna demasiado alta, la deformación puede provocar cargas de presión importantes en los bloques de grafito y provocar daños.
Las pastillas de combustible están hechas de polvo de dióxido de uranio , sinterizado con un aglutinante adecuado en pastillas de 11,5 mm de diámetro y 15 mm de largo. El material puede contener óxido de europio añadido como veneno nuclear combustible para reducir las diferencias de reactividad entre un conjunto combustible nuevo y parcialmente gastado. [17] Para reducir los problemas de expansión térmica y la interacción con el revestimiento, los gránulos tienen hendiduras hemisféricas. Un orificio de 2 mm a través del eje de la pastilla sirve para reducir la temperatura en el centro de la pastilla y facilita la eliminación de los productos de fisión gaseosos. El nivel de enriquecimiento en 1980 era del 2% (0,4% para los pellets finales de las asambleas). La temperatura máxima permitida del pellet de combustible es de 2100 °C.
Las barras de combustible son tubos de zircaloy (1% niobio ) de 13,6 mm de diámetro exterior y 0,825 mm de espesor. Las varillas se llenan con helio a 0,5 MPa y se cierran herméticamente. Los anillos de retención ayudan a asentar los gránulos en el centro del tubo y facilitan la transferencia de calor del gránulo al tubo. Los pellets se mantienen axialmente en su lugar mediante un resorte . Cada varilla contiene 3,5 kg de pastillas de combustible. Las barras de combustible tienen una longitud de 3,64 m, de los cuales 3,4 m son la longitud activa. La temperatura máxima permitida de una barra de combustible es de 600 °C. [15]
Los elementos combustibles constan de dos juegos ("subconjuntos") con 18 barras de combustible y 1 barra portadora. Las barras de combustible están dispuestas a lo largo de la barra soporte central, que tiene un diámetro exterior de 1,3 cm. Todas las varillas de un conjunto combustible se mantienen en su lugar con 10 espaciadores de acero inoxidable separados por una distancia de 360 mm. Los dos subconjuntos están unidos con un cilindro en el centro del conjunto; Durante el funcionamiento del reactor, este espacio muerto sin combustible reduce el flujo de neutrones en el plano central del reactor. La masa total de uranio en el conjunto combustible es de 114,7 kg. El consumo de combustible es de 20 MW·d/kg. La longitud total del conjunto combustible es de 10,025 m, con 6,862 m de región activa.
Además de los elementos combustibles habituales, existen elementos instrumentados que contienen detectores de flujo de neutrones en el portador central. En este caso, la varilla se sustituye por un tubo con un espesor de pared de 2,5 mm; y diámetro exterior de 15 mm. [18]
A diferencia de los conjuntos combustibles PWR/BWR rectangulares o los conjuntos combustibles VVER hexagonales, el conjunto combustible RBMK es cilíndrico para adaptarse a los canales de presión redondos.
La máquina de repostaje está montada sobre una grúa pórtico y controlada de forma remota. Los conjuntos combustibles pueden reemplazarse sin necesidad de apagar el reactor, un factor importante para la producción de plutonio apto para armas y, en un contexto civil, para mejorar el tiempo de funcionamiento del reactor. Cuando es necesario sustituir un elemento combustible, la máquina se coloca encima del canal de combustible: luego se acopla a este último, iguala la presión interior, tira de la varilla e inserta una nueva. Luego, la varilla gastada se coloca en un estanque de enfriamiento. La capacidad de la máquina de reabastecimiento de combustible con el reactor a su nivel de potencia nominal es de dos conjuntos combustibles por día, con una capacidad máxima de cinco por día.
La cantidad total de combustible en condiciones estacionarias es de 192 toneladas. [16] El núcleo RBMK tiene una densidad de potencia relativamente baja, al menos en parte debido al espacio de 25 cm entre los canales y, por tanto, los conjuntos combustibles.
La mayoría de las barras de control del reactor se insertan desde arriba; Se insertan 24 varillas acortadas desde abajo y se utilizan para aumentar el control de distribución de potencia axial del núcleo. Con la excepción de 12 barras automáticas, las barras de control tienen una sección de grafito de 4,5 m (14 pies 9 pulgadas) de largo en el extremo, separadas por un telescopio de 1,25 m (4 pies 1 pulgada) de largo (que crea un espacio lleno de agua entre el grafito y el absorbente), y una sección absorbente de neutrones de carburo de boro . La función de la sección de grafito, conocida como "desplazador", es mejorar la diferencia entre los niveles de atenuación del flujo de neutrones de las varillas insertadas y retraídas, ya que el grafito desplaza el agua que de otro modo actuaría como un absorbente de neutrones, aunque mucho más débil que el carburo de boro. . Un canal de barra de control lleno de grafito absorbe menos neutrones que cuando está lleno de agua, por lo que aumenta la diferencia entre la barra de control insertada y retraída.
Cuando la varilla de control está completamente retraída, el desplazador de grafito se ubica en la mitad de la altura del núcleo, con 1,25 m de agua en cada uno de sus extremos. El desplazamiento de agua en los 1,25 m inferiores del núcleo a medida que la varilla desciende podría provocar un aumento local de la reactividad en el fondo del núcleo a medida que la parte de grafito de la varilla de control pasa por esa sección. Este efecto de "scram positivo" fue descubierto en 1983 en la central nuclear de Ignalina . Los canales de las barras de control se enfrían mediante un circuito de agua independiente y se mantienen a una temperatura de 40 a 70 °C (104 a 158 °F).
El estrecho espacio entre la varilla y su canal dificulta el flujo de agua alrededor de las varillas durante su movimiento y actúa como un amortiguador de fluido, que es la causa principal de su lento tiempo de inserción (nominalmente de 18 a 21 segundos para las varillas del sistema de protección y control del reactor). o aproximadamente 0,4 m/s). Después del desastre de Chernobyl, los servos de las barras de control de otros reactores RBMK se intercambiaron para permitir movimientos más rápidos de las barras, y se logró un movimiento aún más rápido enfriando los canales de las barras de control mediante una fina capa de agua entre una camisa interior y el tubo de Zircaloy del reactor. canal mientras deja que las varillas se muevan en el gas.
La división de las barras de control entre grupos de protección manual y de emergencia fue arbitraria; las barras podrían reasignarse de un sistema a otro durante el funcionamiento del reactor sin problemas técnicos ni organizativos.
Se insertan absorbentes estáticos adicionales a base de boro en el núcleo cuando se carga con combustible nuevo. Durante la carga inicial del núcleo se añaden unos 240 absorbentes. Estos absorbentes se eliminan gradualmente a medida que aumenta el quemado. El coeficiente de vacío del reactor depende del contenido del núcleo; varía desde negativo con todos los absorbentes iniciales hasta positivo cuando se eliminan todos.
El margen de reactividad normal es de 43 a 48 barras de control.
El reactor funciona en una atmósfera de helio - nitrógeno (70-90 % He, 10-30 % N 2 en volumen). [15] El circuito de gas se compone de un compresor , filtros de aerosol y yodo, un adsorbedor de dióxido de carbono , monóxido de carbono y amoníaco , un tanque de retención para permitir que los productos radiactivos gaseosos se desintegren antes de ser descargados, un filtro de aerosol para eliminar la descomposición sólida. productos y una chimenea de ventilador, la chimenea icónica sobre el espacio entre reactores en RBMK de segunda generación, como Kursk y Chernobyl 3/4, o a cierta distancia de los reactores en RBMK de primera generación, como Kursk y Chernobyl 1/2. [20]
El gas se inyecta a la pila central desde la parte inferior con un caudal bajo y sale del tubo vertical de cada canal a través de un tubo individual. Se controla la humedad y la temperatura del gas de salida; un aumento de ellos es un indicador de una fuga de refrigerante. [11] Un único circuito de gas da servicio a dos reactores RBMK-1000 o a un único RBMK-1500; Los reactores RBMK siempre se construyeron por parejas. El circuito de gas está alojado entre dos reactores en RBMK de segunda generación, como Chernobyl 3/4, Kursk 3/4 y Smolensk 1–4.
El reactor tiene dos circuitos de refrigeración independientes, cada uno con cuatro bombas de circulación principales (tres en funcionamiento y una en espera) que dan servicio a la mitad del reactor. El agua de refrigeración se alimenta al reactor a través de líneas de agua inferiores hasta un cabezal de presión común (uno para cada circuito de refrigeración), que se divide en 22 cabezales de distribución de grupo, cada uno de los cuales alimenta entre 38 y 41 canales de presión a través del núcleo, donde hierve el refrigerante. La mezcla de vapor y agua es conducida por las líneas superiores de vapor, una por cada canal de presión, desde la parte superior del reactor hasta los separadores de vapor , pares de gruesos tambores horizontales ubicados en compartimentos laterales encima de la parte superior del reactor; cada uno tiene 2,8 m (9 pies 2 pulgadas) de diámetro, 31 m (101 pies 8 pulgadas) de largo, un espesor de pared de 10 cm (3,9 pulgadas) y pesa 240 t (260 toneladas cortas ). [10]
El vapor, con una calidad de aproximadamente el 15%, se toma de la parte superior de los separadores mediante dos colectores de vapor por separador, se combinan y se conducen a dos turbogeneradores en la sala de turbinas, luego a condensadores , donde se recalientan a 165 °C (329 °F). ), y bombeados por las bombas de condensados a desaireadores , donde se eliminan los restos de fase gaseosa y los gases corrosivos. El agua de alimentación resultante se conduce a los separadores de vapor mediante bombas de agua de alimentación y se mezcla con el agua de estos en sus salidas. Desde la parte inferior de los separadores de vapor, el agua de alimentación es conducida por 12 bajantes (desde cada separador) hasta los cabezales de succión de las bombas de circulación principales y de regreso al reactor. [21] Hay un sistema de intercambio iónico incluido en el circuito para eliminar las impurezas del agua de alimentación.
La turbina consta de un rotor (cilindro) de alta presión y cuatro de baja presión. Se utilizan cinco separadores-precalentadores de baja presión para calentar el vapor con vapor fresco antes de alimentarlo a la siguiente etapa de la turbina. El vapor sin condensar se alimenta a un condensador, se mezcla con el condensado de los separadores, se alimenta mediante la bomba de condensado de primera etapa a un purificador químico (de intercambio iónico), luego mediante una bomba de condensado de segunda etapa a cuatro desaireadores donde se disuelven y arrastran los gases. son removidos; Los desaireadores también sirven como tanques de almacenamiento de agua de alimentación. Desde los desaireadores, el agua se bombea a través de filtros y hacia las partes inferiores de los tambores separadores de vapor. [22]
Las bombas de circulación principales tienen una capacidad de 5.500 a 12.000 m 3 /h y funcionan con motores eléctricos de 6 kV . El caudal normal de refrigerante es de 8.000 m 3 /h por bomba; esto se reduce mediante válvulas de control a 6000-7000 m 3 /h cuando la potencia del reactor es inferior a 500 MWt. Cada bomba tiene una válvula de control de flujo y una válvula de retención que previene el contraflujo en la salida, y válvulas de cierre tanto en la entrada como en la salida. Cada uno de los canales de presión en el núcleo tiene su propia válvula de control de flujo para poder optimizar la distribución de temperatura en el núcleo del reactor. Cada canal tiene un medidor de flujo tipo bola .
El flujo nominal de refrigerante a través del reactor es de 46.000 a 48.000 m 3 /h. El flujo de vapor a máxima potencia es de 5.440 a 5.600 t (6.000 a 6.170 toneladas cortas) / h. [11]
La temperatura nominal del refrigerante en la entrada del reactor es de aproximadamente 265 a 270 °C (509 a 518 °F) y la temperatura de salida de 284 °C (543 °F), a una presión en el tambor separador y el reactor de 6,9 megapascales. (69 barras; 1000 psi). [11] [8] La presión y la temperatura de entrada determinan la altura a la que comienza la ebullición en el reactor; Si la temperatura del refrigerante no está suficientemente por debajo de su punto de ebullición a la presión del sistema, la ebullición comienza en la parte inferior del reactor en lugar de en sus partes superiores. Con pocos absorbentes en el núcleo del reactor, como durante el accidente de Chernobyl, el coeficiente de vacío positivo del reactor hace que el reactor sea muy sensible a la temperatura del agua de alimentación. Las burbujas de agua hirviendo aumentan la potencia, lo que a su vez aumenta la formación de burbujas.
Si la temperatura del refrigerante está demasiado cerca de su punto de ebullición, puede producirse cavitación en las bombas y su funcionamiento puede volverse errático o incluso detenerse por completo. La temperatura del agua de alimentación depende de la producción de vapor; la porción de la fase de vapor se conduce a las turbinas y condensadores y regresa significativamente más fría (155–165 °C (311–329 °F)) que el agua que regresa directamente del separador de vapor (284 °C). Por lo tanto, a baja potencia del reactor, la temperatura de entrada puede llegar a ser peligrosamente alta. El agua se mantiene por debajo de la temperatura de saturación para evitar la ebullición de la película y la caída asociada en la tasa de transferencia de calor. [10]
El reactor se dispara en caso de nivel alto o bajo de agua en los separadores de vapor (con dos umbrales de nivel bajo seleccionables); alta presión de vapor; bajo flujo de agua de alimentación; Pérdida de dos bombas de refrigerante principales en cada lado. Estos viajes se pueden desactivar manualmente. [13]
El nivel de agua en los separadores de vapor, el porcentaje de vapor en los tubos de presión del reactor, el nivel al que el agua comienza a hervir en el núcleo del reactor, el flujo de neutrones y la distribución de energía en el reactor, y el flujo de agua de alimentación a través del núcleo. hay que controlarlo cuidadosamente. El nivel de agua en el separador de vapor se controla principalmente mediante el suministro de agua de alimentación, mientras que los tanques desaireadores sirven como depósito de agua.
La velocidad máxima permitida de calentamiento del reactor y del refrigerante es de 10 °C (18 °F)/h; la velocidad máxima de enfriamiento es de 30 °C (54 °F)/h. [11]
El reactor está equipado con un sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS), que consta de un tanque de reserva de agua, acumuladores hidráulicos y bombas. Las tuberías ECCS están integradas con el sistema de enfriamiento normal del reactor. El ECCS tiene tres sistemas, conectados a los cabezales del sistema de refrigerante. En caso de daño, el primer subsistema ECCS proporciona enfriamiento durante hasta 100 segundos a la mitad dañada del circuito de refrigerante (la otra mitad es enfriada por las bombas de circulación principales), y los otros dos subsistemas se encargan luego del enfriamiento a largo plazo del reactor. [13]
El subsistema ECCS a corto plazo consta de dos grupos de seis tanques acumuladores, que contienen agua cubierta con nitrógeno a una presión de 10 megapascales (1500 psi), conectados mediante válvulas de acción rápida al reactor. Cada grupo puede suministrar el 50% del flujo máximo de refrigerante a la mitad dañada del reactor. El tercer grupo es un conjunto de bombas eléctricas que extraen agua de los desaireadores. Las bombas de corta duración pueden funcionar mediante el giro de los turbogeneradores principales. [13]
El ECCS para el enfriamiento a largo plazo del circuito dañado consta de tres pares de bombas eléctricas que extraen agua de las piscinas de supresión de presión; el agua es enfriada por el agua de servicio de la planta mediante intercambiadores de calor en las líneas de succión. Cada par es capaz de suministrar la mitad del flujo máximo de refrigerante. El ECCS para la refrigeración a largo plazo del circuito intacto consta de tres bombas separadas que extraen agua de los tanques de almacenamiento de condensado, cada una de las cuales puede suministrar la mitad del caudal máximo. Las bombas ECCS se alimentan de las líneas internas esenciales de 6 kV, respaldadas por generadores diésel. Algunas válvulas que requieren energía ininterrumpida también están respaldadas por baterías. [13]
La distribución de la densidad de potencia en el reactor se mide mediante cámaras de ionización ubicadas dentro y fuera del núcleo. El sistema de control de distribución de densidad de potencia física (PPDDCS) tiene sensores dentro del núcleo; El sistema de control y protección del reactor (RCPS) utiliza sensores en el núcleo y en el tanque de protección biológica lateral. Los sensores externos en el tanque están ubicados alrededor del plano medio del reactor, por lo tanto no indican distribución de potencia axial ni información sobre la potencia en la parte central del núcleo.
Hay más de 100 monitores de distribución de energía radiales y 12 axiales, que emplean detectores autoalimentados. Para monitorear el arranque del reactor se utilizan medidores de reactividad y cámaras de arranque extraíbles. La potencia total del reactor se registra como la suma de las corrientes de las cámaras de ionización laterales. La humedad y la temperatura del gas que circula en los canales son monitoreadas por el sistema de monitoreo de integridad del tubo de presión.
Se supone que el PPDDCS y el RCPS se complementan entre sí. El sistema RCPS consta de 211 barras de control móviles. Sin embargo, ambos sistemas tienen deficiencias, más notorias cuando los niveles de potencia del reactor son bajos. El PPDDCS está diseñado para mantener la distribución de la densidad de potencia del reactor entre el 10 y el 120% de los niveles nominales y para controlar la potencia total del reactor entre el 5 y el 120% de los niveles nominales. Los subsistemas RPCS LAC-LAP (control automático local y protección automática local) dependen de cámaras de ionización dentro del reactor y están activos a niveles de potencia superiores al 10%.
Por debajo de esos niveles, los sistemas automáticos están desactivados y los sensores internos no son accesibles. Sin los sistemas automáticos y apoyándose únicamente en las cámaras de ionización laterales, el control del reactor se vuelve muy difícil; Los operadores no tienen datos suficientes para controlar el reactor de forma fiable y tienen que confiar en su intuición. Durante el arranque de un reactor con un núcleo libre de veneno, esta falta de información puede ser manejable porque el reactor se comporta de manera predecible, pero un núcleo envenenado de manera no uniforme puede causar grandes faltas de homogeneidad en la distribución de energía, con resultados potencialmente catastróficos.
El sistema de protección de emergencia (EPS) del reactor fue diseñado para apagar el reactor cuando se exceden sus parámetros operativos. El diseño tuvo en cuenta el colapso del vapor en el núcleo cuando la temperatura del elemento combustible cae por debajo de 265 °C, la vaporización del refrigerante en los canales de combustible en el estado frío del reactor y el pegado de algunas barras de protección de emergencia. Sin embargo, la lenta velocidad de inserción de las barras de control, junto con su diseño que causa reactividad positiva localizada a medida que el desplazador se mueve a través de la parte inferior del núcleo, creó una serie de situaciones posibles en las que el inicio del EPS podría causar o agravar una fuga del reactor. .
El sistema informático SKALA o SCALA para el cálculo del margen de reactividad recogió datos de unas 4.000 fuentes. Su propósito era ayudar al operador con el control de estado estacionario del reactor. Se necesitaron de diez a quince minutos para recorrer todas las mediciones y calcular los resultados. SKALA no podía controlar el reactor, sino que sólo hacía recomendaciones a los operadores y utilizaba tecnología informática de los años 60. [23]
Los operadores podrían desactivar algunos sistemas de seguridad, restablecer o suprimir algunas señales de alarma y evitar la parada automática conectando cables de conexión a terminales accesibles. Esta práctica estaba permitida en algunas circunstancias.
El reactor está equipado con un detector de fugas de barras de combustible. Un contador detector de centelleo , sensible a las energías de los productos de fisión de vida corta, está montado en una plataforma rodante especial y se mueve sobre las salidas de los canales de combustible, emitiendo una alerta si se detecta un aumento de radiactividad en el flujo de vapor y agua.
En las salas de control de RBMK hay dos grandes paneles o visualizaciones mímicas que representan una vista superior del reactor. Una pantalla se compone en su mayor parte o completamente (en los RBMK de primera generación) de diales de colores o indicadores de posición de varillas: estos diales representan la posición de las barras de control dentro del reactor y el color de la carcasa de los diales coincide con el de las barras de control. cuyos colores corresponden a su función, por ejemplo, el rojo para las barras de control automático. La otra pantalla es un mapa central o cartograma de canales centrales y es circular, está hecha de mosaicos y representa cada canal del reactor. Cada mosaico está hecho de una única cubierta de luz con un número de canal [24] y una bombilla incandescente, y cada bombilla se ilumina para representar parámetros de canal fuera de especificación (superiores o inferiores a lo normal).
Los operadores deben escribir el número de los canales afectados y luego ver los instrumentos para encontrar exactamente qué parámetros están fuera de especificación. El mapa central representaba información de la computadora SKALA. Cada unidad tenía su propia computadora ubicada en una habitación separada. La sala de control también cuenta con registradores de gráficos o tendencias. Algunas salas de control RBMK se han actualizado con paredes de video que reemplazan las pantallas mímicas y la mayoría de los registradores de gráficos y eliminan la necesidad de escribir números de canal y, en su lugar, los operadores colocan el cursor sobre un mosaico (ahora representativo) para revelar los parámetros que se muestran en la pantalla. parte inferior del videowall. [25] La sala de control está ubicada debajo del piso de la sala del desaireador. Ambas salas se encuentran en el espacio entre los edificios del reactor y de la turbina.
El diseño del RBMK se creó principalmente para ser potente, rápido de construir y fácil de mantener. Unas estructuras de contención física completas para cada reactor habrían duplicado con creces el costo y el tiempo de construcción de cada planta, y dado que el diseño había sido certificado por el Ministerio de Ciencia Nuclear soviético como intrínsecamente seguro cuando se operaba dentro de los parámetros establecidos, las autoridades soviéticas asumieron el debido cumplimiento de La doctrina de los trabajadores haría imposible cualquier accidente. Los reactores RBMK fueron diseñados para permitir el cambio de barras de combustible a plena potencia sin apagarse, como en el reactor CANDU de agua pesada a presión , tanto para reabastecimiento de combustible como para producción de plutonio para armas nucleares . Esto requirió grandes grúas encima del núcleo.
Como el núcleo del reactor RBMK es muy alto (alrededor de 7 m (23 pies 0 pulgadas)), el costo y la dificultad de construir una estructura de contención pesada impidieron la construcción de estructuras de contención de emergencia adicionales para tuberías en la parte superior del núcleo del reactor. En el accidente de Chernobyl , la presión aumentó a niveles lo suficientemente altos como para volar la parte superior del reactor, rompiendo los canales de combustible en el proceso y provocando un incendio masivo cuando el aire entró en contacto con el núcleo de grafito sobrecalentado. Después del accidente de Chernobyl, algunos reactores RBMK fueron equipados con una estructura de contención parcial, en lugar de un edificio de contención total , que rodea los canales de combustible con camisas de agua para capturar las partículas radiactivas liberadas.
La parte inferior del reactor está encerrada en un compartimento estanco. Hay un espacio entre el fondo del reactor y el suelo. El sistema de protección contra sobrepresión de la cavidad del reactor consta de conjuntos de alivio de vapor incrustados en el piso y que conducen a los cabezales distribuidores de vapor cubiertos con discos de ruptura y que se abren al corredor de distribución de vapor debajo del reactor, en el nivel +6. El piso del corredor contiene entradas de una gran cantidad de tuberías verticales, que conducen a los fondos de las Piscinas de Supresión de Presión (piscinas "burbujeadoras") ubicadas en los niveles +3 y +0. En caso de accidente, que se preveía como máximo una rotura de uno o dos canales de presión, el vapor debía burbujear a través del agua y condensarse allí, reduciendo así la sobrepresión en el compartimento estanco. La capacidad de caudal de las tuberías hacia las piscinas limitaba la capacidad de protección a la rotura simultánea de dos canales de presión; un mayor número de fallos provocaría una acumulación de presión suficiente para levantar la placa de cubierta ("Estructura E", apodada después de la explosión "Elena", que no debe confundirse con el reactor ruso ELENA ), cortar el resto de los canales de combustible, destruir el sistema de inserción de barras de control, y potencialmente también retirar las barras de control del núcleo. [26]
La contención fue diseñada para manejar fallas de los bajantes, bombas y distribución y entrada del agua de alimentación. Los compartimentos estancos alrededor de las bombas pueden soportar una sobrepresión de 0,45 MPa (65 psi). Los cabezales de distribución y los gabinetes de entrada pueden manejar 0,08 MPa (12 psi) y se ventilan mediante válvulas de retención al compartimiento estanco. La cavidad del reactor puede soportar una sobrepresión de 0,18 MPa (26 psi) y se ventila mediante válvulas de retención al compartimento estanco. El sistema de supresión de presión puede manejar una falla de un canal del reactor, un cabezal de presión de la bomba o un cabezal de distribución. [13]
No se tratan las fugas en las tuberías de vapor y en los separadores, excepto para mantener una presión ligeramente más baja en la galería del tubo ascendente y en el compartimiento del tambor de vapor que en la sala del reactor. Estos espacios tampoco están diseñados para soportar sobrepresiones. El corredor de distribución de vapor contiene condensadores de superficie . Los sistemas de rociadores contra incendios , que funcionan tanto durante el accidente como durante el funcionamiento normal, se alimentan desde las piscinas de supresión de presión a través de intercambiadores de calor enfriados por el agua de servicio de la planta y enfrían el aire sobre las piscinas. Los refrigeradores Jet están ubicados en la parte superior de los compartimentos; su función es enfriar el aire y eliminar el vapor y las partículas de aerosol radiactivo. [13]
La eliminación de hidrógeno del compartimento estanco se realiza mediante la eliminación de 800 m 3 (28 000 pies cúbicos)/hora de aire, su filtración y su descarga a la atmósfera. La extracción de aire se detiene automáticamente en caso de fuga de refrigerante y debe restablecerse manualmente. El hidrógeno está presente durante el funcionamiento normal debido a fugas de refrigerante (se supone que son hasta 2 t (2,2 toneladas cortas) por hora). [13]
Para los sistemas nucleares aquí descritos se utiliza como ejemplo la central nuclear de Chernóbil .
La central eléctrica está conectada a la red eléctrica de 330 kV y 750 kV . El bloque cuenta con dos generadores eléctricos conectados a la red de 750 kV mediante un único transformador de generador. Los generadores están conectados a su transformador común mediante dos interruptores en serie. Entre ellos, se conectan los transformadores unitarios para suministrar energía a los sistemas propios de la central; Por lo tanto, cada generador puede conectarse al transformador unitario para alimentar la planta, o al transformador unitario y al transformador del generador para alimentar también energía a la red. La línea de 330 kV normalmente no se utiliza y sirve como fuente de alimentación externa, conectada mediante un transformador de estación a los sistemas eléctricos de la central. [13]
La planta puede ser alimentada por sus propios generadores, o recibir energía de la red de 750 kV a través del transformador del generador, o de la red de 330 kV a través del transformador de la estación, o del otro bloque de la planta a través de dos barras colectoras de reserva . En caso de pérdida total de energía externa, los sistemas esenciales pueden funcionar con generadores diésel . Cada transformador de la unidad está conectado a dos tableros de potencia principal de 6 kV, A y B (por ejemplo, 7A, 7B, 8A, 8B para los generadores 7 y 8), alimentando los principales controladores no esenciales y conectados a transformadores para la potencia principal de 4 kV y la Barra de reserva de 4 kV. [13]
Las placas 7A, 7B y 8B también están conectadas a las tres líneas eléctricas esenciales, es decir, a las bombas de refrigerante, y cada una tiene también su propio generador diésel. En caso de fallo del circuito de refrigeración con pérdida simultánea de energía externa, la energía esencial puede ser suministrada por los turbogeneradores en rotación durante aproximadamente 45 a 50 segundos, tiempo durante el cual los generadores diésel deben arrancar. Los generadores se ponen en marcha automáticamente en 15 segundos ante una pérdida de energía externa. [13]
La energía eléctrica es generada por un par de turbogeneradores de 500 MW refrigerados por hidrógeno . Estos están ubicados en la sala de máquinas de 600 m (1968 pies 6 pulgadas) de largo, adyacente al edificio del reactor. Las turbinas , las venerables K-500-65/3000 de cinco cilindros, son suministradas por la planta de turbinas de Kharkiv . Los generadores eléctricos son los TVV-500. Los rotores de la turbina y del generador están montados en el mismo eje. El peso combinado de los rotores es de casi 200 t (220 toneladas cortas) y su velocidad de rotación nominal es de 3000 rpm . [10]
El turbogenerador tiene 39 m (127 pies 11 pulgadas) de largo y su peso total es de 1200 t (1300 toneladas cortas). El flujo de refrigerante para cada turbina es de 82.880 t (91.360 toneladas cortas)/h. El generador produce energía CA de 20 kV 50 Hz. El estator del generador se enfría con agua mientras que su rotor se enfría con hidrógeno . El hidrógeno para los generadores se fabrica in situ mediante electrólisis . [10] El diseño y la fiabilidad de las turbinas les valieron el Premio Estatal de Ucrania en 1979.
La planta de turbinas de Kharkiv (ahora Turboatom ) desarrolló más tarde una nueva versión de la turbina, K-500-65/3000-2, en un intento de reducir el uso de metal valioso. La central de Chernobyl estaba equipada con ambos tipos de turbinas; El bloque 4 tenía los más nuevos.
La principal diferencia entre los reactores RBMK-1000 y RBMK-1500 es que el RBMK-1500 se enfría con menos agua, lo que adopta un flujo laminar helicoidal en lugar de un flujo puramente laminar a través de los canales. El RBMK-1500 también utiliza menos uranio. El flujo helicoidal es creado por turbuladores en el conjunto combustible y aumenta la eliminación de calor. [27] [28] Debido al coeficiente de vacío positivo del RBMK, el volumen reducido de agua de refrigeración provoca una mayor potencia de salida. Como sugiere el nombre, fue diseñado para una potencia eléctrica de 1500 MW. Los únicos reactores de este tipo y potencia son los de la Central Nuclear de Ignalina . [29]
El RBMK-2000 [27] y el RBMK-3600 [30] fueron diseñados para producir 2000 y 3600 MW de energía eléctrica respectivamente. El RBMK-2000 habría tenido un mayor diámetro del canal y un mayor número de barras de combustible por conjunto combustible, manteniendo al mismo tiempo las mismas dimensiones del núcleo del reactor que el RBMK-1000 y el RBMK-1500. El RBMK-3600, presumiblemente de manera similar al RBMK-1500, habría agregado turbuladores al diseño del RBMK-2000 para aumentar la eliminación de calor.
El RBMKP-2400 es rectangular en lugar de cilíndrico, y era un diseño modular, teóricamente infinitamente expandible longitudinalmente con separadores de vapor verticales, destinado a fabricarse en secciones en una fábrica para su montaje in situ . Fue diseñado para tener una potencia de 2400 MWe y una mayor eficiencia térmica debido al sobrecalentamiento del vapor directamente en el núcleo del reactor en canales de combustible especiales con barras de combustible con revestimiento de acero inoxidable en lugar del revestimiento más común de Zircaloy, para una temperatura de salida del vapor. de 450 ºC. Nunca se ha construido ningún reactor con esta potencia, siendo el más potente actualmente en 2018 el EPR de 1750 MWe . [29] El desarrollo de este diseño fue cancelado después del desastre de Chernobyl. Un RBMKP-4800 habría tenido un mayor número de canales de evaporación y sobrecalentamiento, aumentando así la producción de energía. [31] [32] Se planearon dos RBMK-2400 para la central nuclear de Kostromá . [33]
Como uno de los primeros reactores de Generación II basado en la tecnología soviética de la década de 1950, el diseño del RBMK se optimizó para lograr velocidad de producción por encima de la redundancia. Fue diseñado y construido con varias características de diseño que resultaron peligrosamente inestables cuando se operaron fuera de sus especificaciones de diseño. La decisión de utilizar un núcleo de grafito con combustible de uranio natural permitió una generación masiva de energía a sólo una cuarta parte del costo de los reactores de agua pesada , que requerían más mantenimiento y requerían grandes volúmenes de costosa agua pesada para su puesta en marcha. Sin embargo, también ha tenido consecuencias negativas inesperadas que no se revelarían plenamente hasta el desastre de Chernobyl en 1986.
El agua ligera (H 2 O ordinaria) es a la vez un moderador de neutrones y un absorbente de neutrones . Esto significa que no sólo puede ralentizar los neutrones a velocidades en equilibrio con las moléculas circundantes ("termalizarlos" y convertirlos en neutrones de baja energía, conocidos como neutrones térmicos , que tienen muchas más probabilidades de interactuar con los núcleos de uranio-235 que los neutrones rápidos producidos inicialmente por la fisión), pero también absorbe algunos de ellos.
En la serie de reactores RBMK, el agua ligera actúa como refrigerante, mientras que la moderación la realiza principalmente el grafito . Como el grafito ya modera los neutrones, el agua ligera tiene un efecto menor a la hora de ralentizarlos, pero aún podría absorberlos. Esto significa que la reactividad del reactor (ajustable mediante barras absorbentes de neutrones adecuadas) debe tener en cuenta los neutrones absorbidos por el agua ligera.
En el caso de la vaporización del agua a vapor , el lugar ocupado por el agua lo ocuparía el vapor de agua, que tiene una densidad muy inferior a la del agua líquida (el número exacto depende de la presión y la temperatura; en condiciones estándar , el vapor es aproximadamente 1 ⁄ 1350 tan denso como el agua líquida). Debido a esta menor densidad (de masa y, en consecuencia, de núcleos atómicos capaces de absorber neutrones), la capacidad de absorción de neutrones del agua ligera prácticamente desaparece cuando hierve. Esto permite que más neutrones fisionen más núcleos de U-235 y, por lo tanto, aumenten la potencia del reactor, lo que conduce a temperaturas más altas que hierven aún más agua, creando un circuito de retroalimentación térmica .
En los reactores RBMK, la generación de vapor en el agua refrigerante crearía en la práctica un vacío: una burbuja que no absorbe neutrones. La reducción de la moderación por el agua ligera es irrelevante, ya que el grafito todavía modera los neutrones. Sin embargo, la pérdida de absorción altera drásticamente el equilibrio de la producción de neutrones, provocando una condición desbocada en la que se producen cada vez más neutrones y su densidad crece exponencialmente. Esta condición se denomina " coeficiente de vacío positivo ", y la serie de reactores RBMK tiene el coeficiente de vacío positivo más alto de cualquier reactor comercial jamás diseñado.
Un alto coeficiente de vacío no necesariamente hace que un reactor sea intrínsecamente inseguro, ya que algunos de los neutrones de la fisión se emiten con un retraso de segundos o incluso minutos (emisión de neutrones post-fisión desde núcleos hijos) y, por lo tanto, se pueden tomar medidas para reducir la fisión. tasa antes de que sea demasiado alta. Sin embargo, esta situación dificulta considerablemente el control del reactor, especialmente a baja potencia. Por tanto, los sistemas de control deben ser muy fiables y el personal de la sala de control debe estar rigurosamente formado en las peculiaridades y límites del sistema. Ninguno de estos requisitos existía en Chernobyl: dado que el diseño real del reactor llevaba el sello de aprobación del Instituto Kurchatov y era considerado un secreto de estado , la discusión sobre los defectos del reactor estaba prohibida, incluso entre el personal real que operaba la planta. Algunos diseños posteriores de RBMK incluían barras de control en garfios electromagnéticos, controlando así la velocidad de reacción y, si era necesario, deteniendo la reacción por completo. El reactor RBMK de Chernobyl, sin embargo, tenía barras de control de embrague manual.
Todos los reactores RBMK sufrieron cambios significativos tras el desastre de Chernobyl . El coeficiente de vacío positivo se redujo de +4,5 β a +0,7 β, [34] [35] disminuyendo la probabilidad de nuevos accidentes de reactividad, a costa de mayores requisitos de enriquecimiento del combustible de uranio. [36]
En sus memorias publicadas póstumamente, Valery Legasov , primer subdirector del Instituto Kurchatov de Energía Atómica , reveló que los científicos del instituto sabían desde hacía mucho tiempo que el RBMK tenía importantes defectos de diseño. [37] [38] El suicidio de Legasov en 1988, tras intentos frustrados de promover una reforma de la seguridad nuclear e industrial, causó conmoción en toda la comunidad científica. Los problemas de diseño del RBMK se discutieron cada vez más abiertamente. [39]
Tras el accidente de Chernobyl, todos los reactores RBMK restantes fueron modernizados con una serie de actualizaciones por motivos de seguridad . La mayor de estas actualizaciones solucionó el diseño de la barra de control RBMK. Las barras de control tienen desplazadores de grafito de 4,5 metros (14 pies 9 pulgadas), que evitan que el agua refrigerante entre en el espacio desocupado cuando se retiran las barras. En el diseño original, esos desplazadores, al ser más cortos que la altura del núcleo, dejaban columnas de agua de 1,25 metros (4,1 pies) en el fondo (y 1,25 metros [4,1 pies] en la parte superior) cuando las varillas se extrajeron por completo. [3]
Durante la inserción, el grafito primero desplazaría esa agua inferior, aumentando localmente la reactividad. Además, cuando las varillas estaban en su posición más alta, los extremos del absorbente estaban fuera del núcleo, requiriendo un desplazamiento relativamente grande antes de lograr una reducción significativa de la reactividad. [40] Estos defectos de diseño fueron probablemente el desencadenante final de la primera explosión del accidente de Chernobyl, causando que la parte inferior del núcleo se volviera rápidamente crítica cuando los operadores intentaron apagar el reactor altamente desestabilizado reinsertando las varillas. Las actualizaciones son:
Además, se desarrollaron modelos RELAP5-3D de reactores RBMK-1500 para su uso en cálculos integrados de termohidráulica y neutrónica para el análisis de transitorios específicos en los que la respuesta neutrónica del núcleo es importante. [42]
*El botón BAZ está pensado como una medida preventiva para reducir la reactividad antes de que se active AZ-5, para permitir el apagado de emergencia seguro y estable de un RBMK.
Desde mayo de 2012 hasta diciembre de 2013, Leningrado -1 estuvo fuera de línea mientras se realizaban reparaciones relacionadas con bloques moderadores de grafito deformados. El proyecto de 18 meses incluyó la investigación y el desarrollo de máquinas de mantenimiento y sistemas de monitoreo. Se aplicará un trabajo similar a los restantes RBMK operativos. [43] Los bloques moderadores de grafito en el RBMK se pueden reparar y reemplazar in situ, a diferencia del otro gran reactor moderado con grafito actual, el reactor avanzado refrigerado por gas . [44]
El corte longitudinal en algunas de las columnas de grafito durante los trabajos de renovación para ampliar su vida útil puede devolver la pila de grafito a su geometría de diseño inicial. [9]
Un rediseño postsoviético del RBMK es el MKER (en ruso: МКЭР , Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor], que significa reactor de potencia de tubos de presión de bucles múltiples ), con mayor seguridad y contención. edificio. [45] [46] El prototipo físico del MKER-1000 es la quinta unidad de la central nuclear de Kursk . La construcción de Kursk 5 fue cancelada en 2012. [47] Para la central nuclear de Leningrado estaban previstos un MKER-800, un MKER-1000 y un MKER-1500. [48] [49] [50]
De los 17 RBMK construidos, los tres reactores supervivientes en la planta de Chernobyl ya han sido cerrados. La unidad 5 todavía estaba en construcción en la central nuclear de Kursk. La Unidad 1 se cerró en 1996, la Unidad 3 en 2000, la Unidad 4 quedó destruida en el accidente y la Unidad 2 quedó inutilizada tras una explosión de hidrógeno en 1991. Chernobyl 5 y 6 estaban en construcción en el momento del accidente de Chernobyl, pero posteriormente La construcción se detuvo debido al alto nivel de contaminación en el sitio, lo que limita su futuro a largo plazo. También se cerraron ambos reactores de Ignalina, en Lituania . [51]
Rusia es el único país que todavía opera reactores de este diseño: Leningrado (2 RBMK-1000), Smolensk (3 RBMK-1000) y Kursk (3 RBMK-1000). La Unidad 1 de Kursk se cerró mediante su clave BSM el 19 de diciembre. 2021, la última vez que la planta operaría sus cuatro unidades una al lado de la otra. [52] Actualmente no hay más reactores RBMK en construcción en Rusia. Se espera que el último reactor RBMK en Rusia se apague en 2034 en Smolensk-3 .
Clave de color:
En Corea del Norte existe un reactor Magnox moderado por grafito en el Centro de Investigación Científica Nuclear de Yongbyon . [56] Mientras que los reactores Magnox, AGR y de lecho de guijarros refrigerados por gas (como el reactor Dragon en Winfrith ) utilizan grafito como moderadores, su uso de gases ( dióxido de carbono para Magnox y AGR, mientras que helio para Dragon) como fluidos de transferencia de calor los provoca. no tener coeficiente nulo.
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