Un edificio de contención es una estructura reforzada de acero , hormigón o plomo que encierra un reactor nuclear . Está diseñado, en cualquier emergencia, para contener el escape de vapor o gas radiactivo a una presión máxima en el rango de 275 a 550 kPa (40 a 80 psi) [ cita requerida ] . La contención es la cuarta y última barrera contra la liberación radiactiva (parte de la estrategia de defensa en profundidad de un reactor nuclear ), siendo la primera la propia cerámica del combustible , la segunda los tubos metálicos del revestimiento del combustible y la tercera la vasija del reactor y el sistema de refrigeración . [2]
Cada planta nuclear en los Estados Unidos está diseñada para soportar ciertas condiciones que se detallan como "Accidentes base de diseño" en el Informe final de análisis de seguridad (FSAR). El FSAR está disponible para el público, generalmente en una biblioteca pública cerca de la planta nuclear.
El edificio de contención en sí suele ser una estructura de acero hermética que encierra el reactor, normalmente aislado de la atmósfera exterior. El acero puede montarse de forma independiente o fijado al escudo antimisiles de hormigón. En Estados Unidos , el diseño y el espesor de la contención y del escudo antimisiles se rigen por regulaciones federales (10 CFR 50.55a), y deben ser lo suficientemente fuertes como para soportar el impacto de un avión de pasajeros completamente cargado sin romperse. [3]
Si bien la contención desempeña un papel fundamental en los accidentes más graves de reactores nucleares, solo está diseñada para contener o condensar vapor a corto plazo (para accidentes de rotura grandes) y otros sistemas aún deben proporcionar la eliminación de calor a largo plazo. En el accidente de Three Mile Island, se mantuvo el límite de presión de contención, pero debido a un enfriamiento insuficiente, algún tiempo después del accidente, los operadores liberaron intencionalmente gas radiactivo de la contención para evitar la sobrepresurización. [4] Esto, combinado con otras fallas, provocó la liberación de hasta 13 millones de curios de gas radiactivo a la atmósfera durante el accidente. [5]
Si bien la planta de Fukushima Daiichi había operado de manera segura desde 1971, un terremoto y un tsunami que superaron las bases de diseño provocaron fallas en la energía de CA, generadores de respaldo y baterías que anularon todos los sistemas de seguridad. Estos sistemas eran necesarios para mantener frío el combustible después de que se apagara el reactor. Esto dio lugar a la fusión parcial o total de las barras de combustible, daños a las piscinas y edificios de almacenamiento de combustible, la liberación de desechos radiactivos a las zonas circundantes, al aire y al mar, y al recurso al uso oportuno de camiones contra incendios y bombas de hormigón para suministrar agua de refrigeración al combustible gastado. piscinas y contención. Durante el incidente, la presión dentro de las contenciones de los reactores 1 a 3 superó los límites de diseño, lo que, a pesar de los intentos de reducir la presión ventilando gases radiactivos, resultó en una violación de la contención. El hidrógeno que se filtró de la contención mezclado con aire provocó explosiones en las unidades 1, 3 y 4, lo que complicó los intentos de estabilizar los reactores.
Los sistemas de contención de los reactores nucleares se distinguen por el tamaño, la forma, los materiales utilizados y los sistemas de supresión. El tipo de contención utilizada está determinado por el tipo de reactor, la generación del reactor y las necesidades específicas de la planta.
Los sistemas de supresión son fundamentales para el análisis de seguridad y afectan en gran medida el tamaño de la contención. La supresión se refiere a la condensación del vapor después de que una interrupción importante lo haya liberado del sistema de enfriamiento. Debido a que el calor de desintegración no desaparece rápidamente, debe existir algún método de supresión a largo plazo, pero este puede ser simplemente un intercambio de calor con el aire ambiente en la superficie de la contención. Hay varios diseños comunes, pero para fines de análisis de seguridad, las contenciones se clasifican como "grandes secas", "subatmosféricas" o "condensadoras de hielo".
Para un reactor de agua a presión , la contención también encierra los generadores de vapor y el presurizador , y es todo el edificio del reactor. El escudo antimisiles que lo rodea suele ser un edificio alto, cilíndrico o abovedado. Las contenciones de PWR suelen ser grandes (hasta 7 veces más grandes que un BWR) porque la estrategia de contención durante el accidente base de diseño de fuga implica proporcionar un volumen adecuado para que la mezcla de vapor/aire que resulta de un accidente de pérdida de refrigerante se expanda hacia, limitar la presión máxima (fuerza impulsora de la fuga) alcanzada en el edificio de contención.
Los primeros diseños, incluidos Siemens, Westinghouse y Combustion Engineering, tenían una forma mayoritariamente de lata construida con hormigón armado. Como el hormigón tiene una muy buena resistencia a la compresión en comparación con la tracción, este es un diseño lógico para los materiales de construcción, ya que la parte superior extremadamente pesada de la contención ejerce una gran fuerza hacia abajo que evita cierta tensión de tracción si la presión de contención aumentara repentinamente. A medida que evolucionaron los diseños de los reactores, también se construyeron muchos diseños de contención casi esféricos para PWR. Dependiendo del material utilizado, este es el diseño aparentemente más lógico porque una esfera es la mejor estructura simplemente para contener una gran presión. La mayoría de los diseños actuales de PWR implican alguna combinación de los dos, con una parte inferior cilíndrica y una parte superior semiesférica.
Los diseños modernos también se han inclinado más hacia el uso de estructuras de contención de acero. En algunos casos se utiliza acero para revestir el interior del hormigón, lo que aporta resistencia a ambos materiales en el caso hipotético de que la contención esté altamente presurizada. Sin embargo, otros diseños más nuevos requieren una contención tanto de acero como de hormigón, que se utiliza desde hace décadas en los actuales diseños de PWR alemanes, en particular el AP1000 y el reactor presurizado europeo planean utilizar ambos; lo que brinda protección antimisiles mediante el hormigón exterior y capacidad de presurización mediante la estructura de acero interior. El AP1000 ha planificado ventilaciones en la parte inferior de la estructura de concreto que rodea la estructura de acero bajo la lógica de que ayudaría a mover el aire sobre la estructura de acero y enfriar la contención en caso de un accidente mayor (de manera similar a como funciona una torre de enfriamiento) . ).
El diseño ruso del VVER -1000 es prácticamente el mismo que el de otros PWR modernos en lo que respecta a la contención, ya que es un PWR en sí. Sin embargo, el tipo VVER-440 tiene una contención significativamente más vulnerable, en forma del llamado condensador de burbujas con una presión de diseño relativamente baja.
Los reactores de grafito de agua ligera se construyeron únicamente en la URSS. Los diseños de RBMK utilizaron estructuras similares a contención secundaria, pero la placa superior del reactor era parte de la estructura protectora. Durante el accidente de Chernobyl en 1986, la placa sufrió una presión más allá de los límites previstos y se levantó.
En un BWR , la estrategia de contención es un poco diferente. La contención de un BWR consta de un pozo seco, donde se ubican el reactor y el equipo de enfriamiento asociado, y un pozo húmedo. El pozo seco es mucho más pequeño que una contención PWR y desempeña un papel más importante. Durante el accidente base de diseño de fuga teórica, el refrigerante del reactor se convierte en vapor en el pozo seco, presurizándolo rápidamente. Las tuberías o tubos de ventilación del pozo seco dirigen el vapor por debajo del nivel de agua mantenido en el pozo húmedo (también conocido como toroide o piscina de supresión), condensando el vapor y limitando la presión finalmente alcanzada. Tanto el pozo seco como el pozo húmedo están encerrados por un edificio de contención secundario, mantenido a una ligera presión subatmosférica o negativa durante la operación normal y las operaciones de reabastecimiento de combustible.
Los diseños de contención comunes se denominan Mark I, Mark II y Mark III. El Mark I es el más antiguo y se distingue por un pozo seco que se asemeja a una bombilla invertida sobre el pozo húmedo, que es un toroide de acero que contiene agua. El Mark II se utilizó con los últimos reactores BWR-4 y BWR-5. Se denomina configuración "sobre-abajo" en la que el pozo seco forma un cono truncado sobre una losa de hormigón. Debajo se muestra una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de simplemente chapa de metal. Ambos utilizan una "contención secundaria" liviana de acero u hormigón sobre el piso superior que se mantiene a una ligera presión negativa para que se pueda filtrar el aire. El nivel superior es un gran espacio abierto con una grúa suspendida entre las dos paredes largas para mover cofres de combustible pesado desde la planta baja y retirar o reemplazar hardware del reactor y del pozo del reactor. El pozo del reactor se puede inundar y está rodeado por piscinas separadas por compuertas a ambos lados para almacenar el hardware del reactor normalmente colocado encima de las barras de combustible y para el almacenamiento de combustible. Una plataforma de reabastecimiento de combustible tiene un mástil telescópico especializado para elevar y bajar conjuntos de barras de combustible con precisión a través del "tobogán para ganado" hasta el área del núcleo del reactor. [6] El Mark III utiliza una cúpula de hormigón, algo así como los PWR, y tiene un edificio separado para almacenar barras de combustible usadas en un nivel de piso diferente. Los tres tipos también utilizan la gran masa de agua de las piscinas de supresión para apagar el vapor liberado del sistema del reactor durante los transitorios.
La contención Mark I se utilizó en los reactores de la central nuclear de Fukushima I que estuvieron implicados en los accidentes nucleares de Fukushima I. El sitio sufrió una combinación de dos eventos fuera de lo previsto en el diseño : un poderoso terremoto, que pudo haber dañado las tuberías y las estructuras del reactor, y un tsunami de 15 metros, que destruyó los tanques de combustible, los generadores y el cableado, provocando que fallaran los generadores de respaldo y la batería. Las bombas de propulsión también fallaron finalmente. La refrigeración insuficiente y el fallo de las bombas necesarias para recuperar el agua perdida durante la ebullición provocaron la fusión parcial o posible total de las barras de combustible que quedaron completamente descubiertas por el agua. Esto provocó emisiones de cantidades importantes de material radiactivo al aire y al mar, y explosiones de hidrógeno. Las delgadas contenciones secundarias no fueron diseñadas para resistir explosiones de hidrógeno y sufrieron la explosión o destrucción de techos y paredes, y la destrucción de todos los equipos en la planta de reabastecimiento de combustible, incluidas las grúas y la plataforma de repostaje. La Unidad 3 sufrió una explosión particularmente espectacular que creó una columna de escombros de más de 300 m de altura que provocó el colapso del extremo norte del piso superior y pandeó columnas de concreto en su lado oeste, como se puede ver en fotografías aéreas. Aunque estaban equipados con sistemas de ventilación reforzados modificados para ventilar el hidrógeno hacia las chimeneas de escape, es posible que no hubieran sido efectivos sin energía. Incluso antes del incidente de Fukushima, la contención Mark I había sido criticada por tener más probabilidades de fallar durante un apagón. [7] [8]
Desde la distancia, el diseño del BWR se ve muy diferente de los diseños del PWR porque normalmente se utiliza un edificio cuadrado para la contención secundaria. Además, como sólo hay un circuito entre las turbinas y el reactor, y como el vapor que pasa por las turbinas también es radiactivo, el edificio de la turbina también debe estar considerablemente protegido. Esto conduce a dos edificios de construcción similar, el más alto alberga el reactor y el largo alberga la sala de turbinas y las estructuras de soporte.
Las centrales eléctricas CANDU , que llevan el nombre del diseño de deuterio-uranio inventado en Canadá, utilizan una variedad más amplia de diseños de contención y sistemas de supresión que otros diseños de plantas. Debido a la naturaleza del diseño del núcleo, el tamaño de la contención para la misma potencia nominal suele ser mayor que el de un PWR típico, pero muchas innovaciones han reducido este requisito.
Muchas estaciones CANDU de unidades múltiples utilizan un edificio de vacío equipado con rociador de agua . Todas las unidades CANDU individuales en el sitio están conectadas a este edificio de vacío mediante un gran conducto de alivio de presión que también forma parte de la contención. El edificio de vacío aspira y condensa rápidamente el vapor procedente de una ruptura postulada, lo que permite que la presión del edificio del reactor vuelva a condiciones subatmosféricas. Esto minimiza cualquier posible liberación de productos de fisión al medio ambiente. [9]
Además, ha habido diseños similares que utilizan doble contención , en los que la contención de dos unidades está conectada, lo que permite un mayor volumen de contención en caso de cualquier incidente importante. Esto ha sido pionero en un diseño de HWR indio en el que se implementó una unidad doble y un grupo de supresión.
Sin embargo, los diseños CANDU más recientes requieren una única contención seca convencional para cada unidad. [10]
En los Estados Unidos, el Título 10 del Código de Regulaciones Federales, Parte 50, Apéndice A, Criterios Generales de Diseño (GDC 54-57) o alguna otra base de diseño proporciona los criterios de diseño básicos para el aislamiento de líneas que penetran el muro de contención. Cada tubería grande que penetra la contención, como las líneas de vapor , tiene válvulas de aislamiento , configuradas según lo permitido en el Apéndice A; generalmente dos válvulas. [11] Para líneas más pequeñas, una en el interior y otra en el exterior. Para líneas grandes de alta presión, el espacio para las válvulas de alivio y las consideraciones de mantenimiento hacen que los diseñadores instalen las válvulas de aislamiento cerca de donde las líneas salen de la contención. En caso de una fuga en la tubería de alta presión que transporta el refrigerante del reactor, estas válvulas se cierran rápidamente para evitar que la radiactividad escape de la contención. Las válvulas en las líneas de los sistemas de reserva que penetran la contención normalmente están cerradas. Las válvulas de aislamiento de la contención también pueden cerrarse ante una variedad de otras señales, como la alta presión de la contención experimentada durante una rotura de línea de alta energía (por ejemplo, líneas principales de vapor o agua de alimentación). El edificio de contención sirve para contener el vapor/presión resultante, pero normalmente no hay consecuencias radiológicas asociadas con dicha rotura en un reactor de agua a presión.
Durante el funcionamiento normal, la contención es hermética y el acceso se realiza únicamente a través de esclusas de aire de estilo marino. La alta temperatura del aire y la radiación del núcleo limitan el tiempo, medido en minutos, que las personas pueden pasar dentro de la contención mientras la planta está funcionando a máxima potencia. En el caso de una emergencia en el peor de los casos, llamado "accidente base de diseño" en las regulaciones de la NRC, la contención está diseñada para sellar y contener una fusión . Se instalan sistemas redundantes para evitar una fusión, pero como cuestión de política, se supone que esto ocurrirá y, por lo tanto, se requiere un edificio de contención. A efectos de diseño, se supone que las tuberías de la vasija del reactor están rotas, lo que provoca un "LOCA" (accidente por pérdida de refrigerante) en el que el agua de la vasija del reactor se libera a la atmósfera dentro de la contención y se convierte en vapor. El aumento de presión resultante dentro de la contención, que está diseñada para resistir la presión, activa los rociadores de contención ("rociadores de rociado") para condensar el vapor y así reducir la presión. Un SCRAM ("disparo neutro") se inicia muy poco después de que se produce la ruptura. Los sistemas de seguridad cierran las líneas no esenciales hacia la contención hermética cerrando las válvulas de aislamiento. Los sistemas de enfriamiento del núcleo de emergencia se activan rápidamente para enfriar el combustible y evitar que se derrita. La secuencia exacta de eventos depende del diseño del reactor. [12] [13]
Los edificios de contención en los EE. UU. están sujetos a pruebas obligatorias de las disposiciones de contención y aislamiento de contención según 10 CFR Parte 50, Apéndice J. Las pruebas de tasa de fuga integrada de contención (pruebas tipo "A" o CILRT) se realizan cada 15 años. Las pruebas de tasa de fuga local (pruebas tipo B o tipo C, o LLRT) se realizan con mucha más frecuencia [ cita necesaria ] , tanto para identificar la posible fuga en un accidente como para localizar y reparar las rutas de fuga. Los LLRT se realizan en válvulas de aislamiento de contención, escotillas y otros accesorios que penetran la contención. La licencia de operación exige que una planta nuclear demuestre la integridad de la contención antes de reiniciar el reactor después de cada parada. El requisito se puede cumplir con resultados satisfactorios de pruebas locales o integradas (o una combinación de ambos cuando se realiza una ILRT). [14]
En 1988, los Laboratorios Nacionales Sandia llevaron a cabo una prueba de estrellar un avión de combate contra un gran bloque de hormigón a 775 km/h (482 mph). [15] [16] El avión dejó sólo una hendidura de 64 milímetros (2,5 pulgadas) de profundidad en el hormigón. Aunque el bloque no fue construido como un escudo antimisiles de construcción de contención y el experimento no fue diseñado para demostrar la resistencia de la estructura de contención de una planta de energía nuclear, los resultados se consideraron indicativos. Un estudio posterior realizado por EPRI, el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica , concluyó que los aviones comerciales no representaban ningún peligro. [17]
La central nuclear de Turkey Point fue golpeada directamente por el huracán Andrew en 1992. Turkey Point tiene dos unidades de combustibles fósiles y dos unidades nucleares. Se produjeron daños por más de 90 millones de dólares, en gran parte a un tanque de agua y a una chimenea de una de las unidades de combustible fósil en el lugar, pero los edificios de contención no sufrieron daños. [18] [19]
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