Una parada o SCRAM es una parada de emergencia de un reactor nuclear que se efectúa poniendo fin inmediatamente a la reacción de fisión . También es el nombre que se le da al interruptor de apagado operado manualmente que inicia el apagado. En las operaciones de reactores comerciales, este tipo de parada a menudo se denomina "lucha" en los reactores de agua en ebullición (BWR), " disparo del reactor " en los reactores de agua a presión y EPIS en un reactor CANDU . En muchos casos, una parada es parte del procedimiento de parada de rutina, que sirve para probar el sistema de parada de emergencia.
No hay un origen definitivo para el término. El historiador de la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos, Tom Wellock, señala que scram es la jerga en inglés para referirse a salir rápida y urgentemente, y cita esto como la base original y probablemente precisa para el uso de scram en el contexto técnico. [1]
Scram a veces se cita como un acrónimo de hombre con hacha con barra de control de seguridad o hombre con hacha con cuerda de corte de seguridad . Esto supuestamente lo acuñó Enrico Fermi cuando supervisó la construcción del primer reactor nuclear del mundo . El núcleo, que fue construido debajo de los asientos para espectadores en el Stagg Field de la Universidad de Chicago , tenía una barra de control real atada a una cuerda con un hombre con un hacha junto a ella; Cortar la cuerda significaría que las varillas caerían por gravedad en el núcleo del reactor , apagándolo. [2]
El hombre del hacha en la primera reacción en cadena fue Norman Hilberry . En una carta a Raymond Murray (21 de enero de 1981), Hilberry escribió:
Cuando aparecí en el balcón aquella tarde del 2 de diciembre de 1942 , me condujeron hasta la barandilla del balcón, me entregaron un hacha de bombero bien afilada y me dijeron: "Si las varillas de seguridad no funcionan, corte esa cuerda de manila ". Las barras de seguridad, por supuesto, funcionaron, la cuerda no se cortó... Creo que nunca me he sentido tan tonto como entonces. ...No entendí la historia de SCRAM [Safety Control Rod Axe Man] hasta muchos años después del hecho. Entonces, un día, uno de mis compañeros que había estado en el equipo de construcción de Zinn me llamó Sr. Scram. Le pregunté: "¿Cómo es eso?" Y luego la historia.
Leona Marshall Libby , que estuvo presente ese día en el Chicago Pile , recordó [3] que el término fue acuñado por Volney Wilson, quien dirigió el equipo que diseñó el circuito de la barra de control:
Las barras de seguridad estaban recubiertas con una lámina de cadmio, y este metal absorbió tantos neutrones que se detuvo la reacción en cadena. Volney Wilson llamó a estas cañas "scram". Dijo que la pila se había "revuelto", que las varillas se habían "revuelto" dentro de la pila.
Otros testigos ese día estuvieron de acuerdo con que Libby atribuyera la "fuera" a Wilson. Tom Wellock, historiador de la Comisión Reguladora Nuclear de EE.UU., escribió que Warren Nyer, un estudiante que trabajó en el montaje de la pila, también atribuyó la palabra a Wilson: "La palabra surgió en una discusión con el Dr. Wilson, que era jefe de instrumentación y controles grupo, estaba teniendo con varios miembros de su grupo", escribió Nyer. "El grupo había decidido tener un botón grande que presionar para accionar tanto las barras de control como la barra de seguridad. ¿Cómo etiquetarlo? '¿Qué hacemos después de presionar el botón?', preguntó alguien. 'Lárgate de aquí". !', dijo Wilson. Bill Overbeck, otro miembro de ese grupo, dijo: 'Está bien, lo etiquetaré SCRAM'". [4]
Las primeras referencias a "lucha" entre el equipo de Chicago Pile también se asociaron con el circuito de apagado de Wilson y no con Hilberry. En un informe de Enrico Fermi de la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos (AEC) de 1952, la AEC desclasificó información sobre Chicago Pile. El informe incluía una sección escrita por el equipo de Wilson poco después de que Chicago Pile lograra una reacción en cadena autosostenida el 2 de diciembre de 1942. Incluía un esquema de cableado del circuito de control de varilla con una línea claramente etiquetada "SCRAM" (ver imagen en la derecha y páginas 37 y 48). [5]
El nombre ruso, AZ-5 ( АЗ-5 , en cirílico ), es una abreviatura de аварийная защита 5-й категории ( avariynaya zashchita 5-y kategorii ), que se traduce como "protección de emergencia de la quinta categoría" en inglés. [6]
En cualquier reactor, una parada se logra insertando grandes cantidades de masa de reactividad negativa en medio del material fisionable, para terminar inmediatamente la reacción de fisión.
En los reactores de agua ligera , esto se consigue insertando en el núcleo barras de control absorbentes de neutrones , aunque el mecanismo por el que se insertan las barras depende del tipo de reactor. En los PWR , las barras de control se mantienen sobre el núcleo del reactor mediante motores eléctricos contra su propio peso y contra un potente resorte. Se diseña una lucha para liberar las barras de control de esos motores y permitir que su peso y el resorte las impulsen hacia el núcleo del reactor, deteniendo rápidamente la reacción nuclear al absorber los neutrones liberados. Otro diseño utiliza electroimanes para mantener las varillas suspendidas, y cualquier corte de corriente eléctrica produce una inserción inmediata y automática de la varilla de control.
En los BWR, las barras de control se insertan desde debajo de la vasija del reactor. En este caso, una unidad de control hidráulico con un tanque de almacenamiento presurizado proporciona la fuerza para insertar rápidamente las barras de control ante cualquier interrupción de la corriente eléctrica. Tanto en el PWR como en el BWR hay sistemas secundarios (y a menudo incluso sistemas terciarios) que insertarán barras de control en caso de que la inserción rápida primaria no se active rápida y completamente.
Los absorbentes de neutrones líquidos (venenos de neutrones) también se utilizan en sistemas de parada rápida para reactores de agua pesada y ligera. Después de una parada, si el reactor (o sus secciones) no están por debajo del margen de parada (es decir, podrían volver a un estado crítico debido a la inserción de reactividad positiva por enfriamiento, descomposición del veneno u otras condiciones no controladas), Los operadores pueden inyectar soluciones que contienen venenos de neutrones directamente en el refrigerante del reactor.
Las soluciones de veneno de neutrones son soluciones a base de agua que contienen sustancias químicas que absorben neutrones , como el bórax doméstico común , el poliborato de sodio , el ácido bórico o el nitrato de gadolinio , lo que provoca una disminución en la multiplicación de neutrones y, por lo tanto, apaga el reactor sin el uso de las barras de control. . En el PWR, estas soluciones absorbentes de neutrones se almacenan en tanques presurizados (llamados acumuladores) que están conectados al sistema de refrigeración primario mediante válvulas. Se mantiene un nivel variable de absorbente de neutrones dentro del refrigerante primario en todo momento, y se aumenta usando los acumuladores en caso de que no se inserten todas las barras de control, lo que rápidamente llevará al reactor por debajo del margen de parada.
En el BWR, los absorbentes de neutrones solubles se encuentran dentro del sistema de control de líquido de reserva (SLCS) , que utiliza bombas de inyección redundantes alimentadas por baterías o, en los modelos más recientes, gas nitrógeno a alta presión para inyectar la solución del absorbente de neutrones en la vasija del reactor contra cualquier presión interna. Debido a que pueden retrasar el reinicio de un reactor, estos sistemas solo se utilizan para apagar el reactor si falla la inserción de la varilla de control. Esta preocupación es especialmente significativa en un BWR, donde la inyección de boro líquido causaría la precipitación de compuestos de boro sólido en el revestimiento del combustible, [7] lo que impediría que el reactor se reinicie hasta que se eliminen los depósitos de boro.
En la mayoría de los diseños de reactores, el procedimiento de parada de rutina también utiliza un mecanismo para insertar las barras de control, ya que es el método más fiable para insertar completamente las barras de control y evita la posibilidad de retirarlas accidentalmente durante o después de la parada.
La mayoría de los neutrones de un reactor son neutrones rápidos ; es decir, neutrones producidos directamente por una reacción de fisión. Estos neutrones se mueven a gran velocidad , por lo que es probable que escapen al moderador antes de ser capturados . En promedio, el moderador tarda unos 13 μs en ralentizar los neutrones lo suficiente como para facilitar una reacción sostenida, lo que permite que la inserción de absorbentes de neutrones afecte al reactor rápidamente. [8]
Como resultado, una vez que el reactor se ha puesto en marcha, la potencia del reactor disminuirá significativamente y casi instantáneamente. Una pequeña fracción (alrededor del 0,65%) de los neutrones de un reactor de potencia típico procede de la desintegración radiactiva de un producto de fisión. Estos neutrones retardados , que se emiten a velocidades más bajas, limitarán la velocidad a la que se cerrará un reactor nuclear. [9]
Debido a fallas en el diseño original de su barra de control, la parada de un reactor RBMK podría aumentar la reactividad a niveles peligrosos antes de reducirla. Esto se notó cuando provocó una subida de tensión durante la puesta en marcha de la Unidad número 1 de la central nuclear de Ignalina , en 1983. El 26 de abril de 1986, se produjo el desastre de Chernobyl debido a un sistema de apagado fatalmente defectuoso, después de que el sistema de apagado AZ-5 fuera iniciado después de un sobrecalentamiento del núcleo. Posteriormente, los reactores RBMK fueron modernizados para corregir el defecto o desmantelados.
No todo el calor en un reactor nuclear es generado por la reacción en cadena que una parada está diseñada para detener. Para un reactor que se pone en marcha después de mantener un nivel de potencia constante durante un período prolongado (más de 100 horas), aproximadamente el 7% de la potencia en estado estacionario permanecerá después del apagado inicial debido a la desintegración del producto de fisión que no se puede detener. Para un reactor que no ha tenido un historial de potencia constante, el porcentaje exacto está determinado por las concentraciones y vidas medias de los productos de fisión individuales en el núcleo en el momento de la parada.
La energía producida por el calor de desintegración disminuye a medida que se desintegran los productos de fisión, pero es lo suficientemente grande como para que si no se elimina el calor de desintegración puede causar que la temperatura del núcleo del reactor aumente a niveles peligrosos y ha causado accidentes nucleares , incluidos los accidentes nucleares en Three Mile Island y Fukushima I.
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