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 para la liberación radiactiva (parte de la estrategia de defensa en profundidad de un reactor nuclear ), la primera es la cerámica del combustible en sí, la segunda son los tubos de revestimiento de combustible de metal, la tercera es el recipiente del reactor y el sistema de refrigeración . [2]
Cada planta nuclear de los Estados Unidos está diseñada para soportar ciertas condiciones que se describen como "Accidentes de base de diseño" en el Informe de análisis de seguridad final (FSAR). El FSAR está disponible para su consulta pública, generalmente en una biblioteca pública cerca de la planta nuclear.
El edificio de contención en sí es típicamente una estructura de acero hermética que encierra el reactor, normalmente aislado de la atmósfera exterior. El acero puede ser independiente o estar unido al escudo antimisiles de hormigón. En los Estados Unidos , el diseño y el espesor del edificio de contención y del escudo antimisiles están regidos por las 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 el sistema de contención desempeña un papel fundamental en los accidentes más graves de reactores nucleares, solo está diseñado para contener o condensar vapor a corto plazo (en caso de accidentes con grandes roturas) y la eliminación de calor a largo plazo aún debe ser proporcionada por otros sistemas. En el accidente de Three Mile Island, el límite de presión del sistema de contención se mantuvo, pero debido a un enfriamiento insuficiente, algún tiempo después del accidente, los operadores liberaron intencionalmente gas radiactivo del sistema de contención para evitar una sobrepresurización. [4] Esto, combinado con otras fallas, provocó la liberación de hasta 13 millones de curies de gas radiactivo a la atmósfera durante el accidente. [5]
Aunque la planta de Fukushima Daiichi había funcionado de forma segura desde 1971, un terremoto y un tsunami que superaron con creces los límites de diseño provocaron un fallo en la alimentación de corriente alterna, los generadores de reserva y las baterías, lo que anuló todos los sistemas de seguridad. Estos sistemas eran necesarios para mantener el combustible frío después de que se apagara el reactor. Esto dio lugar a la fusión parcial o total de las barras de combustible, daños en las piscinas de almacenamiento de combustible y en los edificios, la liberación de residuos radiactivos a la zona circundante, al aire y al mar, y el recurso al uso oportuno de camiones de bomberos y bombas de hormigón para suministrar agua de refrigeración a las piscinas de combustible gastado y al confinamiento. Durante el incidente, la presión dentro de los contenimientos de los reactores 1 a 3 aumentó hasta superar los límites de diseño, lo que a pesar de los intentos de reducir la presión mediante la ventilación de gases radiactivos, dio lugar a una ruptura del confinamiento. El hidrógeno que se filtró del contenimiento mezclado con el 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 diferencian por su tamaño, forma, materiales utilizados y sistemas de supresión. El tipo de contención utilizado 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 del confinamiento. La supresión se refiere a la condensación del vapor después de que una ruptura importante lo haya liberado del sistema de enfriamiento. Debido a que el calor de desintegración no desaparece rápidamente, debe haber algún método de supresión a largo plazo, pero esto puede ser simplemente un intercambio de calor con el aire ambiente en la superficie del confinamiento. Hay varios diseños comunes, pero para fines de análisis de seguridad, los confinamientos se clasifican como "grandes y secos", "subatmosféricos" o "condensadores de hielo".
En el caso de un reactor de agua a presión , el recinto de 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. Los recintos de contención de los reactores de agua a presión suelen ser grandes (hasta siete veces más grandes que los de los reactores de agua a presión) porque la estrategia de contención durante el accidente de diseño de fuga implica proporcionar un volumen adecuado para que la mezcla de vapor y aire que resulta de un accidente de pérdida de refrigerante se expanda, lo que limita la presión máxima (fuerza impulsora de la fuga) que se alcanza en el edificio de contención.
Los primeros diseños, incluidos los de Siemens, Westinghouse y Combustion Engineering, tenían una forma similar a una lata construida con hormigón armado. Como el hormigón tiene una resistencia a la compresión muy buena en comparación con la resistencia a la tracción, este es un diseño lógico para los materiales de construcción, ya que la parte superior extremadamente pesada del contenedor ejerce una gran fuerza hacia abajo que evita cierta tensión de tracción si la presión del contenedor aumentara repentinamente. A medida que los diseños de reactores han evolucionado, también se han construido 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 para simplemente contener una gran presión. La mayoría de los diseños actuales de PWR implican una combinación de los dos, con una parte inferior cilíndrica y una parte superior semiesférica.
Los diseños modernos también han optado por utilizar 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 se someta a una alta presión. Sin embargo, otros diseños más nuevos requieren una contención tanto de acero como de hormigón, algo que se viene utilizando desde hace décadas en los actuales diseños de reactores de agua a presión alemanes , en particular el AP1000 y el plan de reactores presurizados europeos , que prevé utilizar ambos; lo que proporciona protección contra misiles mediante el hormigón exterior y capacidad de presurización mediante la estructura de acero interior. El AP1000 tiene ventilaciones previstas en la parte inferior de la estructura de hormigón que rodean la estructura de acero con la lógica de que ayudaría a mover el aire sobre la estructura de acero y enfriaría la contención en caso de un accidente importante (de forma similar a cómo funciona una torre de refrigeración ).
El diseño del reactor ruso VVER -1000 es básicamente el mismo que el de otros reactores de agua a presión modernos en lo que respecta a la contención, ya que es un reactor de agua a presión. Sin embargo, el reactor tipo VVER-440 tiene una contención significativamente más vulnerable, en forma de un denominado condensador de burbuja con una presión de diseño relativamente baja.
Los reactores de grafito de agua ligera se construyeron únicamente en la URSS. Los diseños de RBMK utilizaban estructuras de tipo contención secundaria, pero la placa superior del reactor formaba parte de la estructura protectora. Durante el accidente de Chernóbil en 1986, la placa sufrió una presión que superó los límites previstos y se elevó.
En un reactor de agua de reactor (BWR) , la estrategia de contención es un poco diferente. La contención de un BWR consiste en un pozo seco, donde se ubica el reactor y el equipo de enfriamiento asociado, y un pozo húmedo. El pozo seco es mucho más pequeño que la contención de un reactor de agua de reactor y desempeña un papel más importante. Durante el accidente teórico de diseño de fuga, el refrigerante del reactor se evapora en el pozo seco, presurizándolo rápidamente. Los conductos o tubos de ventilación del pozo seco dirigen el vapor por debajo del nivel de agua mantenido en el pozo húmedo (también conocido como toro o piscina de supresión), condensando el vapor, lo que limita la presión alcanzada en última instancia. Tanto el pozo seco como el pozo húmedo están encerrados por un edificio de contención secundario, que se mantiene a una ligera presión subatmosférica o negativa durante el funcionamiento normal y las operaciones de reabastecimiento de combustible.
Los diseños de contención más comunes se conocen con los nombres 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 toro de acero que contiene agua. El Mark II se utilizó con los últimos reactores BWR-4 y BWR-5. Se denomina configuración "superior-inferior" y el pozo seco forma un cono truncado sobre una losa de hormigón. Debajo hay una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de solo chapa metálica. Ambos utilizan una "contención secundaria" ligera 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 los pesados ataúdes de combustible desde la planta baja y retirar o reemplazar el hardware del reactor y el pozo del reactor. El pozo del reactor se puede inundar y está rodeado por piscinas separadas por compuertas a cada lado para almacenar el hardware del reactor que normalmente se coloca sobre 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 los conjuntos de barras de combustible con precisión a través de la "conducta para ganado" hasta el área del núcleo del reactor. [6] El Mark III utiliza una cúpula de hormigón, similar a los reactores de agua a presión, y tiene un edificio separado para almacenar las barras de combustible usadas en un nivel de piso diferente. Los tres tipos también utilizan la gran masa de agua en las piscinas de supresión para apagar el vapor liberado del sistema del reactor durante los transitorios.
El sistema de 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 que superaron los límites de 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, lo que provocó que fallaran los generadores de respaldo y las bombas alimentadas por batería también fallaran. La refrigeración insuficiente y el fallo de las bombas necesarias para restaurar el agua perdida por ebullición provocaron fusiones parciales o posiblemente totales de las barras de combustible que quedaron completamente descubiertas por el agua. Esto provocó liberaciones de cantidades significativas de material radiactivo al aire y al mar, y explosiones de hidrógeno. Los delgados sistemas de contención secundarios no estaban diseñados para soportar explosiones de hidrógeno, y sufrieron la explosión o la destrucción de techos y paredes, y la destrucción de todo el equipo en el piso de reabastecimiento de combustible, incluidas las grúas y la plataforma de reabastecimiento. La Unidad 3 sufrió una explosión particularmente espectacular que creó una columna de escombros de más de 300 m de altura que provocó el derrumbe del extremo norte del piso superior y el pandeo de las columnas de hormigón de su lado oeste, como se puede ver en fotografías aéreas. Aunque estaban equipadas con sistemas de ventilación modificados y reforzados para ventilar el hidrógeno hacia las chimeneas de escape, es posible que no hayan sido eficaces sin energía. Incluso antes del incidente de Fukushima, el sistema de contención Mark I había sido criticado por tener más probabilidades de fallar durante un apagón. [7] [8]
Desde la distancia, el diseño de un reactor de agua a presión parece muy diferente al de un reactor de agua a presión, ya que normalmente se utiliza un edificio cuadrado para la contención secundaria. Además, como solo hay un circuito que atraviesa las turbinas y el reactor, y el vapor que pasa por las turbinas también es radiactivo, el edificio de las turbinas también debe estar considerablemente protegido. Esto da lugar a dos edificios de construcción similar: el más alto alberga el reactor y el más largo alberga la sala de turbinas y las estructuras de apoyo.
Las centrales eléctricas CANDU , que reciben su nombre por el 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 para un reactor de agua a presión típico, pero muchas innovaciones han reducido este requisito.
Muchas centrales CANDU de varias unidades utilizan un edificio de vacío equipado con rociadores de agua . Todas las unidades CANDU individuales del lugar 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 absorbe y condensa rápidamente cualquier vapor de una ruptura postulada, lo que permite que la presión del edificio del reactor regrese a condiciones subatmosféricas. Esto minimiza cualquier posible liberación de productos de fisión al medio ambiente. [9]
Además, existen 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 un incidente importante. Esto fue pionero en un diseño de HWR indio en el que se implementó una unidad doble y un estanque de supresión.
Sin embargo, los diseños CANDU más recientes requieren un único contenedor seco 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 básicos de diseño para el aislamiento de líneas que penetran la pared de contención. Cada tubería grande que penetra la contención, como las líneas de vapor , tiene válvulas de aislamiento , configuradas según lo permitido por 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 válvulas de alivio y 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 para sistemas de reserva que penetran la contención normalmente están cerradas. Las válvulas de aislamiento de la contención también pueden cerrarse en una variedad de otras señales, como la alta presión de 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/la presión resultante, pero normalmente no hay consecuencias radiológicas asociadas a una rotura de este tipo en un reactor de agua presurizada.
Durante el funcionamiento normal, el confinamiento es hermético y el acceso sólo se realiza 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 del confinamiento mientras la planta está funcionando a plena potencia. En caso de una emergencia de lo peor, llamada "accidente de base de diseño" en las regulaciones de la NRC, el confinamiento está diseñado para sellar y contener una fusión . Se instalan sistemas redundantes para evitar una fusión, pero como cuestión de política, se supone que se produce una y, por lo tanto, el requisito de un edificio de contención. Para fines de diseño, se supone que la tubería del recipiente del reactor se rompe, lo que causa un "LOCA" (accidente de pérdida de refrigerante) donde el agua en el recipiente del reactor se libera a la atmósfera dentro del confinamiento y se convierte en vapor. El aumento de presión resultante dentro del confinamiento, que está diseñado para soportar la presión, activa los aerosoles de contención ("aerosoles de rociado") para condensar el vapor y reducir así la presión. Un SCRAM ("disparo neutrónico") se inicia muy poco después de que se produce la rotura. Los sistemas de seguridad cierran las líneas no esenciales que conducen al recinto hermético cerrando las válvulas de aislamiento. Los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo 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 requerida ] , tanto para identificar la posible fuga en un accidente como para localizar y reparar las vías de fuga. Las LLRT se realizan en válvulas de aislamiento de contención, escotillas y otros accesorios que penetran la contención. Una planta nuclear está obligada por su licencia de operación a demostrar la integridad de la contención antes de reiniciar el reactor después de cada apagado. El requisito se puede cumplir con resultados satisfactorios de pruebas locales o integradas (o una combinación de ambas cuando se realiza una ILRT). [14]
En 1988, los Laboratorios Nacionales Sandia realizaron una prueba en la que un avión de combate a reacción se estrelló contra un gran bloque de hormigón a 775 km/h (482 mph). [15] [16] El avión dejó sólo una hendidura de 64 milímetros de profundidad (2,5 pulgadas) en el hormigón. Aunque el bloque no estaba construido como un escudo antimisiles de un edificio de contención y el experimento no estaba diseñado para demostrar la resistencia de la estructura de contención de una planta de energía nuclear, los resultados se consideraron indicativos. Un estudio posterior del EPRI, el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica , concluyó que los aviones comerciales no representaban un peligro. [17]
La central nuclear de Turkey Point fue golpeada directamente por el huracán Andrew en 1992. Turkey Point tiene dos unidades de combustible fósil y dos unidades nucleares. Se produjeron daños por más de 90 millones de dólares, principalmente en un tanque de agua y en una chimenea de una de las unidades de combustible fósil del lugar, pero los edificios de contención no sufrieron daños. [18] [19]
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