Los tres objetivos principales de los sistemas de seguridad de los reactores nucleares , según los define la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos , son apagar el reactor, mantenerlo en condiciones de apagado y evitar la liberación de material radiactivo. [1]
Un sistema de protección del reactor está diseñado para terminar inmediatamente la reacción nuclear. Al interrumpir la reacción en cadena nuclear , se elimina la fuente de calor. Se pueden utilizar otros sistemas para eliminar el calor de desintegración del núcleo. Todas las plantas nucleares tienen algún tipo de sistema de protección del reactor.
Las barras de control son una serie de barras que se pueden insertar rápidamente en el núcleo del reactor para absorber neutrones y terminar rápidamente la reacción nuclear. [2] Por lo general, están compuestas de actínidos , lantánidos , metales de transición y boro , [3] en varias aleaciones con respaldo estructural como el acero. Además de ser absorbentes de neutrones, las aleaciones utilizadas también deben tener al menos un bajo coeficiente de expansión térmica para que no se atasquen a altas temperaturas, y deben ser autolubricantes metal sobre metal, porque a las temperaturas experimentadas por los núcleos de los reactores nucleares, la lubricación con aceite se ensuciaría demasiado rápido.
Los reactores de agua en ebullición pueden hacer que el reactor se ponga en estado de paro total con la ayuda de sus barras de control. [2] En caso de accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), la pérdida de agua del sistema de refrigeración primario se puede compensar con agua normal bombeada al circuito de refrigeración. Por otro lado, el sistema de control de líquido de reserva (SLC) (SLCS) consiste en una solución que contiene ácido bórico , que actúa como veneno neutrónico e inunda rápidamente el núcleo en caso de problemas con la detención de la reacción en cadena. [4]
Los reactores de agua presurizada también pueden hacer que el reactor se pare por completo con la ayuda de sus barras de control. Los reactores de agua a presión también utilizan ácido bórico para realizar ajustes finos en el nivel de potencia del reactor, o reactividad, utilizando su sistema de control químico y de volumen (CVCS). [5] En el caso de LOCA, los reactores de agua a presión tienen tres fuentes de agua de refrigeración de respaldo, inyección de alta presión (HPI), inyección de baja presión (LPI) y tanques de inundación del núcleo (CFT). [6] Todos ellos utilizan agua con una alta concentración de boro.
El sistema de agua de servicio esencial (ESWS) hace circular el agua que enfría los intercambiadores de calor de la planta y otros componentes antes de disipar el calor en el medio ambiente. Debido a que esto incluye el enfriamiento de los sistemas que eliminan el calor de desintegración tanto del sistema primario como de los estanques de enfriamiento de las barras de combustible gastado , el ESWS es un sistema crítico para la seguridad. [7] Dado que el agua se extrae con frecuencia de un río adyacente, el mar u otro gran cuerpo de agua, el sistema puede ensuciarse con algas, organismos marinos, contaminación por petróleo, hielo y escombros. [7] [8] En lugares sin un gran cuerpo de agua en el que disipar el calor, el agua se recircula a través de una torre de enfriamiento .
La falla de la mitad de las bombas del ESWS fue uno de los factores que pusieron en peligro la seguridad en la inundación de la planta nuclear de Blayais en 1999 , [9] [10] mientras que se produjo una pérdida total durante los accidentes nucleares de Fukushima I y Fukushima II en 2011. [10] [11]
Los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS) están diseñados para apagar de forma segura un reactor nuclear en caso de accidente. Los ECCS permiten que la planta responda a una variedad de condiciones de accidente (por ejemplo, LOCA ) y, además, introducen redundancia para que la planta pueda apagarse incluso con uno o más fallos de subsistemas. En la mayoría de las plantas, los ECCS se componen de los siguientes sistemas:
El sistema de inyección de refrigerante a alta presión (HPCI) consta de una o varias bombas que tienen suficiente presión para inyectar refrigerante en el recipiente del reactor mientras está presurizado. Está diseñado para controlar el nivel de refrigerante en el recipiente del reactor e inyectar refrigerante automáticamente cuando el nivel cae por debajo de un umbral. Este sistema normalmente es la primera línea de defensa de un reactor, ya que se puede utilizar mientras el recipiente del reactor todavía está altamente presurizado.
El sistema de despresurización automática (ADS) consiste en una serie de válvulas que se abren para ventilar vapor a varios pies por debajo de la superficie de un gran estanque de agua líquida (conocido como pozo húmedo o toro) en contenciones de tipo supresión de presión (usadas típicamente en diseños de reactores de agua en ebullición), o directamente en la estructura de contención primaria en otros tipos de contenciones, como contenciones de condensador de hielo o secas de gran tamaño (usadas típicamente en diseños de reactores de agua presurizada). La actuación de estas válvulas despresuriza el recipiente del reactor y permite que funcionen los sistemas de inyección de refrigerante de menor presión, que tienen capacidades muy grandes en comparación con los sistemas de alta presión. Algunos sistemas de despresurización funcionan de forma automática, mientras que otros pueden requerir que los operadores los activen manualmente. En los reactores de agua presurizada con contenciones de condensador de hielo o secas de gran tamaño, las válvulas del sistema se denominan válvulas de alivio operadas por piloto .
Un LPCI es un sistema de emergencia que consiste en una bomba que inyecta un refrigerante en el recipiente del reactor una vez que este se ha despresurizado. En algunas centrales nucleares, un LPCI es un modo de funcionamiento de un sistema de eliminación de calor residual, también conocido como RHR o RHS, pero que generalmente se denomina LPCI. Tampoco es una válvula o sistema independiente.
Este sistema utiliza rociadores (tuberías equipadas con una serie de pequeñas boquillas rociadoras) dentro del recipiente de presión del reactor para rociar agua directamente sobre las barras de combustible, lo que suprime la generación de vapor. Los diseños de reactores pueden incluir rociadores de núcleo en modos de alta y baja presión.
Este sistema consta de una serie de bombas y rociadores que rocían refrigerante en la parte superior de la estructura de contención primaria. Está diseñado para condensar el vapor en líquido dentro de la estructura de contención primaria a fin de evitar la sobrepresión y la sobretemperatura, que podrían provocar fugas, seguidas de una despresurización involuntaria.
Este sistema suele estar accionado por una turbina de vapor para proporcionar suficiente agua para enfriar de forma segura el reactor si el edificio del reactor está aislado de los edificios de control y de turbinas. Las bombas de refrigeración accionadas por turbinas de vapor con controles neumáticos pueden funcionar a velocidades ajustables controladas mecánicamente, sin energía de batería, generador de emergencia o energía eléctrica externa. El sistema de refrigeración de aislamiento es un sistema de defensa contra una condición conocida como apagón de la estación. Este sistema no forma parte del ECCS y no tiene una función de accidente por bajo nivel de refrigerante. Para los reactores de agua presurizada, este sistema actúa en el circuito de refrigeración secundario y se denomina sistema de agua de alimentación auxiliar accionado por turbina .
En condiciones normales, las centrales nucleares reciben energía de un generador. Sin embargo, durante un accidente, una planta puede perder el acceso a este suministro de energía y, por lo tanto, puede verse obligada a generar su propia energía para abastecer sus sistemas de emergencia. Estos sistemas eléctricos suelen estar compuestos por generadores diésel y baterías .
Los generadores diésel se utilizan para alimentar el sitio durante situaciones de emergencia. Por lo general, tienen un tamaño tal que uno solo puede proporcionar toda la energía necesaria para que una instalación se apague durante una emergencia. Las instalaciones tienen múltiples generadores para redundancia. Además, los sistemas que se requieren para apagar el reactor tienen fuentes eléctricas separadas (a menudo generadores separados) para que no afecten la capacidad de apagado.
La pérdida de energía eléctrica puede ocurrir repentinamente y dañar o debilitar el equipo. Para evitar daños, los motores-generadores pueden conectarse a volantes de inercia que pueden proporcionar energía eléctrica ininterrumpida al equipo durante un breve período. A menudo se utilizan para proporcionar energía eléctrica hasta que el suministro eléctrico de la planta pueda cambiarse a las baterías y/o generadores diésel.
Las baterías a menudo forman el sistema eléctrico de respaldo redundante final y también son capaces de proporcionar suficiente energía eléctrica para apagar una planta.
Los sistemas de contención están diseñados para evitar la liberación de material radiactivo al medio ambiente.
El revestimiento del combustible es la primera capa de protección que rodea al combustible nuclear y está diseñado para protegerlo de la corrosión que esparciría el material combustible por todo el circuito de refrigeración del reactor. En la mayoría de los reactores adopta la forma de una capa metálica o cerámica sellada. También sirve para atrapar los productos de fisión, especialmente los que son gaseosos a la temperatura de operación del reactor , como el criptón , el xenón y el yodo . El revestimiento no constituye un blindaje, y debe desarrollarse de tal manera que absorba la menor radiación posible. Por esta razón, se utilizan materiales como el magnesio y el circonio por sus bajas secciones eficaces de captura de neutrones .
La vasija del reactor es la primera capa de protección que rodea el combustible nuclear y, por lo general, está diseñada para atrapar la mayor parte de la radiación liberada durante una reacción nuclear. La vasija del reactor también está diseñada para soportar altas presiones.
El sistema de contención primaria suele constar de una gran estructura de metal o de hormigón (a menudo cilíndrica o con forma de bulbo) que contiene el recipiente del reactor. En la mayoría de los reactores también contiene los sistemas contaminados radiactivamente. El sistema de contención primaria está diseñado para soportar fuertes presiones internas resultantes de una fuga o de una despresurización intencionada del recipiente del reactor.
Algunas plantas cuentan con un sistema de contención secundario que engloba el sistema primario. Esto es muy común en los reactores de agua de barril porque la mayoría de los sistemas de vapor, incluida la turbina, contienen materiales radiactivos.
En caso de una fusión total, el combustible probablemente terminaría en el piso de concreto del edificio de contención primaria. El concreto puede soportar una gran cantidad de calor, por lo que el piso de concreto plano y grueso en la contención primaria a menudo será suficiente protección contra el llamado síndrome de China . La planta de Chernóbil no tenía un edificio de contención, pero el núcleo finalmente fue detenido por la base de concreto. Debido a las preocupaciones de que el núcleo se derritiera y atravesara el concreto, se inventó un " dispositivo de captura de núcleo " y rápidamente se cavó una mina debajo de la planta con la intención de instalar un dispositivo de este tipo. El dispositivo contiene una cantidad de metal diseñado para fundirse, diluyendo el corium y aumentando su conductividad térmica; la masa metálica diluida podría luego enfriarse mediante agua que circula en el piso. Hoy en día, todos los nuevos reactores de diseño ruso están equipados con atrapa-núcleos en el fondo del edificio de contención. [12]
Los reactores AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR y Atmea I tienen colectores de núcleo. [ cita requerida ]
El ABWR tiene una gruesa capa de suelo de hormigón basáltico diseñada específicamente para atrapar el núcleo. [13]
Un sistema de tratamiento de gas de reserva (SGTS) forma parte del sistema de contención secundaria. El sistema SGTS filtra y bombea aire desde la contención secundaria al medio ambiente y mantiene una presión negativa dentro de la contención secundaria para limitar la liberación de material radiactivo.
Cada tren SGTS consta generalmente de un eliminador de neblina/filtro desbastador; un calentador eléctrico; un prefiltro; dos filtros absolutos ( HEPA ); un filtro de carbón activado ; un ventilador de extracción; y válvulas, conductos, compuertas, instrumentación y controles asociados. Las señales que activan el sistema SGTS son específicas de la planta; sin embargo, los disparos automáticos generalmente están asociados con los calentadores eléctricos y una condición de alta temperatura en los filtros de carbón.
En caso de fuga radiactiva, la mayoría de las plantas cuentan con un sistema diseñado para eliminar la radiactividad del aire y reducir los efectos de la fuga radiactiva en los empleados y el público. Este sistema suele constar de ventilación de contención que elimina la radiactividad y el vapor de la contención primaria. La ventilación de la sala de control garantiza la protección de los operadores de la planta. Este sistema suele constar de filtros de carbón activado que eliminan los isótopos radiactivos del aire.
Se supuso que el piso del pozo seco inferior estaba hecho de hormigón basáltico con un contenido de carbonato de calcio de aproximadamente el 4 por ciento en peso.