¿Por qué este artículo está marcado para su eliminación? —Comentario anterior sin firmar añadido por 195.228.35.219 (discusión) 23:41, 14 de marzo de 2011 (UTC) [ responder ]
- ¿Por qué, en efecto? Este artículo me resultó muy útil, ya que estaba intentando aprender un poco sobre los reactores de agua de reacción en general y sobre Fukushima en particular. Si se eliminara este artículo, espero que la mayor parte de la información se mantuviera en el artículo principal sobre los reactores de agua de reacción. El diagrama del núcleo del reactor, que muestra el flujo de vapor y agua, me resultó mucho más útil para entender el asunto que cualquier cosa que se encuentre en el artículo principal sobre los reactores de agua de reacción, y sugeriría que se incluyera allí en cualquier caso. Mi única queja (tanto sobre el artículo principal sobre los reactores de agua de reacción como sobre este) sería el uso de jerga... hay lugares en los que el texto es demasiado denso para que pueda seguirlo, en particular con todas las siglas. Sugeriría que se intentara simplificarlo un poco, teniendo en cuenta las necesidades del lector general (por ejemplo, los usuarios de enciclopedias). En definitiva, un artículo muy útil. ¡Espero que sigan con el trabajo! Cmichael ( discusión ) 04:11, 15 de marzo de 2011 (UTC) [ responder ]
Parece un artículo excelente. Agregué el encabezado de referencia que no mencionaste. Te sugiero que agregues una introducción. Sigue con el buen trabajo. Bjmullan ( discusión ) 21:48 28 feb 2011 (UTC) [ responder ]
Ahora parece un artículo sumamente divertido. —Comentario anterior sin firmar añadido por 178.37.148.163 (discusión) 13:05, 13 de marzo de 2011 (UTC) [ responder ]
- Sí; tal vez podría evolucionar hacia una descripción de cómo los sistemas de seguridad de la planta nuclear de Fukushima I no pudieron evitar daños al núcleo tras el terremoto y tsunami de Sendai de 2011. — Wdfarmer ( discusión ) 07:48 14 mar 2011 (UTC) [ responder ]
Quien lo escribió era muy optimista y se demostró que estaba totalmente equivocado... —Comentario anterior sin firmar añadido por 173.230.187.166 ( discusión ) 03:05, 16 de marzo de 2011 (UTC) [ responder ]
- Quizás también se deberían mencionar las situaciones que pueden causar la generación de hidrógeno , y si los sistemas de seguridad están diseñados para prevenir y hacer frente a esto y cómo (¿por qué no funcionaron? Lo podemos abordar en la planta nuclear de Fukushima I ). Rod57 ( discusión ) 16:09 14 mar 2011 (UTC) [ responder ]
- doi:10.1016/0029-5493(84)90263-2 probablemente podría usarse como fuente para el hidrógeno... aunque sólo tengo acceso al resumen ( WP:REX ?). 88.148.249.186 ( discusión ) 18:13 14 mar 2011 (UTC) [ responder ]
- El ECCS está diseñado para limitar la generación de hidrógeno a <1% de la generación máxima teórica de hidrógeno durante las condiciones de accidente postuladas. Este es uno de los tres criterios de aceptación para el ECCS (<2200 grados F en el combustible, <17% de oxidación del revestimiento, <1% de generación máxima de hidrógeno). En los sistemas de contención Mark 1 y Mark 2, el sistema de contención está inertizado para evitar explosiones de hidrógeno. Algunos diseños de plantas tienen recombinadores o encendedores de hidrógeno en su contención secundaria en caso de que se produzca una fuga desde el sistema de contención primario. Los sistemas de contención Mark 3 contienen encendedores y recombinadores de hidrógeno. — Comentario anterior sin firmar añadido por Hiddencamper (discusión • contribs ) 02:42, 28 de febrero de 2012 (UTC)[ responder ]
Buen artículo, mucha información poco conocida. ¡Realmente necesitaba saber esto! Pero tengo algunas preguntas más, principalmente sobre el resto de los circuitos de agua de los diversos sistemas. En este momento, mis preguntas se refieren a los diseños antiguos, no a ESBWR o ADWR:
- ¿Dónde está la válvula principal de aislamiento de vapor? ¿Está en el punto donde la tubería de vapor pasa por la válvula de retención de vapor o por el contenimiento? Creo que la válvula principal de aislamiento de vapor se cierra al comienzo de un SCRAM para sellar realmente el contenimiento.
- Si he entendido bien, la energía necesaria para el RCIC viene directamente del reactor. Como en el gráfico, debe haber una pequeña turbina de vapor. Para que funcione, tiene que haber un intercambiador de calor después de la turbina donde se condensa el vapor. ¿Puedes decirme algo al respecto? ¿A dónde va este calor? Si el sistema debe funcionar de forma permanente, este calor debe ser transportado fuera del edificio del reactor. ¿Cómo? Esto sería mucho calor si el reactor se enfriara solo mediante el RCIC en un apagado rápido controlado...
- ¿De dónde proviene el agua dulce para el RCIC? Supongo que en cierta medida se trata del vapor condensado de la turbina del RCIC. Si el RCIC es un ciclo cerrado, debe haber un intercambiador de calor/condensador de gran tamaño. ¿Cómo es exactamente esta parte del sistema?
- Los toros y los estanques de supresión son solo un amortiguador de calor. En primer lugar, este amortiguador funciona bastante bien, pero se calienta más y después de un tiempo el agua en el toro comienza a hervir. El amortiguador se satura. Por lo tanto, si el HPCS y el LPCS deben funcionar durante un período de tiempo más largo, debe haber un sistema para eliminar realmente el calor del reactor. ¿Cómo? ¿Hay algún tipo de intercambiador de calor para enfriar el agua después de que se extrae del toro y antes de que se inyecte en el RPV? (Más o menos la misma pregunta que para el RCIC)
- En el gráfico se muestran principalmente formas de introducir agua en el RPV, pero la idea principal es extraer calor de él, por lo que toda el agua inyectada en el núcleo también tiene que salir de él después de un tiempo. ¿Cómo sucede eso? ¿Solo mediante el RCIC y el ADS? Entonces, si se activa el HPCS, también se activa el ADS, porque no es posible agregar solo agua al RPV.
Bueno, son muchas preguntas, pero ya has dado tanta información detallada sobre este complicado tema que estoy seguro de que podrás responderlas. ¡Un cordial saludo y muchas gracias! Schmidti -- 129.206.196.61 (discusión) 19:10 14 mar 2011 (UTC) [ responder ]
- 1. Las válvulas MSIV están ubicadas en las líneas de vapor principales a ambos lados del sistema de contención. Eso hace un total de 8 válvulas MSIV (2 por línea de vapor). Esto se basa en la información del BWR4, pero creo que es lo mismo para los otros diseños. Las válvulas MSIV no se cierran automáticamente en un Scram. Las válvulas de cierre de la turbina se cierran en un Scram para proteger la turbina, pero normalmente las válvulas MSIV permanecen abiertas. Esto permite que el vapor se descargue al condensador a través de las válvulas de derivación, que es el lugar más fácil para colocar el calor de desintegración hasta que el núcleo ya no esté hirviendo. Las válvulas MSIV se cerrarán cuando el nivel de agua del reactor sea bajo para mantener la mayor cantidad de agua posible en el núcleo.
- 2. El RCIC se alimenta con vapor del reactor, que se desvía de las líneas de vapor principales hacia la turbina del RCIC, que hace girar la bomba del RCIC, y luego el vapor se vierte en la piscina de supresión que se encuentra debajo del reactor. La piscina de supresión actúa como condensador. El calor que se agrega a la piscina de supresión se elimina mediante el sistema de eliminación de calor residual, que utiliza intercambiadores de calor para eliminar el calor de la piscina de supresión y transportarlo hasta el disipador de calor final. El disipador de calor final varía de una planta a otra, pero en una planta con torres de enfriamiento, generalmente es una gran masa de agua donde se puede bombear agua y enfriarla con aire.
- 3. El RCIC tiene dos fuentes de agua: el tanque de almacenamiento de condensado, que es un gran tanque de agua dulce, y la piscina de supresión. El CST se utiliza generalmente primero porque es fresco y limpio. Si se necesita más que el CST, se utiliza el agua de la piscina de supresión (donde se vierte el vapor de la turbina del RCIC). Este es un ciclo completamente cerrado (el agua del reactor hierve, el vapor hace girar la turbina del RCIC, el vapor de la turbina se vierte en la piscina de supresión, el agua de la piscina de supresión se bombea a través de las bombas del RCIC, el agua se bombea en el recipiente de presión, el agua hierve de nuevo). Este sistema se calienta bastante rápido, y la piscina de supresión debe ser enfriada por el sistema RHR (básicamente bombas e intercambiadores de calor). Mientras que el RCIC y el HPCI son impulsados por vapor y no requieren energía de CA, el sistema RHR es alimentado por CA y no puede funcionar durante una pérdida de toda la energía externa y todos los generadores diésel (esto es lo que causó el sobrecalentamiento en Fukishima, ya que no tenían forma de enfriar la piscina de supresión).
- 4. Ya hablé bastante de esto anteriormente. RHR bombea agua de la piscina de supresión a través de intercambiadores de calor que se enfrían utilizando el sistema de agua de servicio de emergencia, que luego bombea el calor hacia el intercambiador de calor final. Básicamente, hay 3 circuitos: el núcleo RCIC/HPCI a la turbina a la piscina de supresión al circuito del núcleo, la piscina de supresión RHR al intercambiador de calor al circuito de la piscina de supresión y el intercambiador de calor ESW al disipador de calor final al circuito del intercambiador de calor.
- 5. La presión en el núcleo se regula mediante válvulas de alivio de presión. La función de las válvulas de alivio de presión es reducir la presión del reactor a niveles lo suficientemente bajos como para permitir que los sistemas de emergencia de baja presión inyecten agua. La única fuente de agua externa es el CST. De lo contrario, el agua que hay en el recipiente y en la piscina de supresión es la misma, por lo que no hay un exceso de agua. En el caso de que se inyecte agua de mar manualmente en el recipiente, normalmente el agua en la piscina de supresión aumentaría, pero la cantidad de agua que se necesita inyectar no tendría por qué ser tanta. En Fukishima, se está añadiendo tanta agua al recipiente porque el agua se está filtrando hacia el sótano del edificio del reactor. Polypmaster ( discusión ) 07:39 17 jul 2011 (UTC) [ responder ]
El artículo menciona pero no define ni explica el "período del reactor" (como lo hace SCRAM ). No se menciona en BWR . ¿Qué es? ...
Se encontraron definiciones en Reactor period[1] "El período del reactor se define como la cantidad de tiempo, normalmente en segundos, que se requiere para que el flujo de neutrones (potencia) cambie en un factor de e, o 2,718".
Parece ser una propiedad calculada del reactor (en ese momento) que es su respuesta esperada a un transitorio hipotético. Rod57 ( discusión ) 09:57, 20 de marzo de 2011 (UTC) [ responder ]
- Hasta que tengamos período de reactor, he puesto la definición en <ref></ref> para pasar el mouse sobre ella. - Rod57 ( discusión ) 15:36 7 feb 2021 (UTC) [ responder ]
La sección RCIC está mal, en un GE BWR Mark 1 o 3 el RCIC también requiere energía de la batería para funcionar y se apaga cuando la piscina de supresión hierve.-- 71.178.199.89 ( discusión ) 01:32 10 abr 2011 (UTC) [ responder ]
---RCIC puede funcionar en modo de "arranque en negro" cuando no hay alimentación de CC disponible. El control se realiza únicamente mediante un arranque manual y el ajuste de la válvula de mariposa. Esto no es fiable, ya que la turbina puede dispararse sin conexión y el flujo no se puede controlar de forma fiable. Además, si hay daños en el núcleo, se llenará la sala con productos de fisión que dificultan la entrada para reiniciar si se dispara durante un arranque en negro. — Comentario anterior sin firmar añadido por Hiddencamper (discusión • contribuciones ) 02:37, 28 de febrero de 2012 (UTC) [ responder ]
Se menciona repetidamente a los ABWR y ESBWR en cuanto a qué sistemas ECCS tienen, pero no se mencionan otros tipos de BWR. En concreto: los BWR3 tienen un IC, no tienen RCIC, tienen HPCI, LPCI, ADS. Los BWR4 tienen RCIC, no tienen IC, HPCI, LPCI, ADS, Core Spray. Los BWR5/6 tienen RCIC, HPCS, LPCS, LPCI, ADS. No estoy seguro de qué 5 o 6 tiene qué sistema ECCS. Sin embargo, eso es básicamente correcto. Polypmaster ( discusión ) 07:45, 17 de julio de 2011 (UTC) [ responder ]
En el apartado “Los sistemas de seguridad en acción: el Accidente Base de Diseño”:
"La descripción de este accidente es aplicable al BWR/4, que es el modelo más antiguo de BWR en servicio común".
La Unidad 1 de Fukushima I era un BWR/3, por lo que esto no puede haber sido correcto antes del accidente de Fukushima. He eliminado la última cláusula, pero ¿alguien tiene información fiable sobre cuál es el modelo más antiguo que se encuentra en servicio actualmente? De hecho, podría ser un BWR/4 debido a la pérdida de la Unidad 1 de Fukushima I, pero eso requeriría una mención. -- David-Sarah Hopwood ⚥ ( discusión ) 01:58 3 mar 2012 (UTC) [ responder ]
Actualización: según la Lista de reactores BWR , todavía hay varios reactores BWR/2 en funcionamiento. No sé hasta qué punto se han modernizado con dispositivos de seguridad más modernos. -- David-Sarah Hopwood ⚥ ( discusión ) 22:09 7 jul 2012 (UTC) [ responder ]
Hay MUCHO texto descriptivo en este artículo con pocos o ningún hecho citado o fuente. Los profesionales de la industria pueden estar de acuerdo en que la mayoría del contenido de este artículo es correcto, pero el uso de texto descriptivo como "masivo" para describir la tasa de inyección de LPCI hace que este artículo parezca no ser de alta calidad. Además, hay muchos elementos que son específicos de una planta o versión particular del BWR. — Comentario anterior sin firmar agregado por 50.40.124.56 ( discusión ) 00:21, 30 de mayo de 2012 (UTC) [ responder ]
Considero que esto no es necesario para esta sección. En primer lugar, el único sistema ECCS que realmente se activó durante Fukushima fue el HPCI en la unidad 3, y sólo por un corto tiempo debido a la pérdida total de la energía de CC. Las otras 3 unidades de Fukushima habían perdido su capacidad ECCS, que es la razón por la que ocurrió el accidente en primer lugar, porque NO se activaron. No tiene mucho sentido tener esta sección en el artículo ya que no agrega ningún valor real. Probablemente debería trasladarse a un artículo dedicado a Fukushima. — Comentario anterior sin firmar agregado por 50.40.124.56 ( discusión ) 04:50, 7 julio 2012 (UTC) [ responder ]
- Fukushima fue sin duda una notable activación de los sistemas de seguridad del reactor BWR. Observe el título del artículo: se refiere a los "sistemas de seguridad" del reactor BWR en general, no sólo al ECCS. Y como el ECCS se activó en la unidad 3, no entiendo su argumento. Sin embargo, el título de esa sección podría ser más pertinente a su contenido.
- Por otra parte, la afirmación de que "General Electric defendió el diseño del reactor, afirmando que el apagón de la central provocado por el terremoto y tsunami de Tōhoku de 2011 fue un acontecimiento "fuera de la base de diseño" que condujo a los accidentes nucleares de Fukushima I" es tendenciosa, porque implica que el hecho de que la causa de un accidente esté más allá de la base de diseño es una defensa válida del diseño del reactor. Podría decirse que es lo contrario; el hecho de que se produjera una situación más allá de la base de diseño significa que la base de diseño no era lo suficientemente grave de manera realista (tsunamis similares ocurren en esa región en promedio cada 100 años aproximadamente). El grado en que la base de diseño es un modelo realista para el peor escenario de accidente concebible es ciertamente relevante para una discusión sobre los sistemas de seguridad de los reactores de agua de reacción en bloque (BWR, por sus siglas en inglés); es relevante en general para todos los BWR y no debería restringirse a los artículos sobre Fukushima. -- David-Sarah Hopwood ⚥ ( discusión ) 22:07, 7 de julio de 2012 (UTC) [ responder ]
- No es parcial. La razón por la que se dice "Más allá de la DBA" es porque la DBA solo asume criterios de falla única más cualquier falla del iniciador del accidente. La DBA NO tiene en cuenta factores ambientales como tsunamis, terremotos, inundaciones, tornados, etc., ya que se debe evitar que afecten a la planta en el diseño original de la misma. En el caso de Fukushima, la planta no se analizó adecuadamente en cuanto a tsunamis e inundaciones, y ellos lo sabían. No tuvieron en cuenta las fuerzas hidrodinámicas del tsunami, lo que los llevó a diseñar de manera insuficiente las características de protección contra inundaciones. No fue una falla de "tsunami de 100 años", fue un fracaso total al no tener en cuenta el modelo adecuado para las fuerzas del tsunami. La DBA probablemente debería estar en un artículo aparte, ya que no se limita solo a los reactores de agua de mar. En cuanto a las "activaciones notables", los sistemas de seguridad se activan muchas veces por semana en las centrales nucleares, y no veo ninguna razón para que Fukushima, donde la mayoría de los sistemas en realidad NO se activaron (porque si lo hubieran hecho habrían evitado el accidente), sea una razón para llamarlo una activación notable. La selección y los espectros de las bases de diseño son muy correctos, la declaración de GE también es correcta y creo que hay un malentendido general sobre lo que significa realmente la base de diseño para las centrales nucleares, y es comprensible, ya que los ingenieros nucleares pasan semanas formándose en las bases de diseño y las características de diseño de la planta, y cuál es el significado real.
- Ninguna de las unidades de Fukushima 1-3 ha perdido totalmente la capacidad ECCS. El RCIC y/o el HPCI funcionaron en las unidades 2 y 3 incluso durante algunos días y eliminaron considerablemente el calor de desintegración. En la unidad 1, el IC estuvo en funcionamiento durante aproximadamente una hora, y como el calor de desintegración se desplaza de forma fuertemente decreciente, incluso allí se produjo una eliminación considerable del calor de desintegración. La unidad 4 no estaba en servicio en el momento del terremoto/tsunami. -- 62.202.223.37 (discusión) 08:55 23 jul 2012 (UTC) [ responder ]
- RCIC e IC no son sistemas ECCS, sin embargo son importantes para los sistemas de refrigeración de seguridad (y en algunos casos para los sistemas relacionados con la seguridad). HPCI es un sistema ECCS y habría sido el único sistema ECCS que se activó en el caso de la unidad 3. — Comentario anterior sin firmar añadido por 198.29.191.149 ( discusión ) 19:11, 22 de agosto de 2012 (UTC)[ responder ]
Sería útil un diagrama de contención del Mark II (para compararlo con el Mark I), o una referencia en línea a una fuente con dicho diagrama. - Rod57 ( discusión ) 15:27 7 feb 2021 (UTC) [ responder ]
