Una fusión nuclear ( fusión del núcleo , accidente de fusión del núcleo , fusión o fusión parcial del núcleo [2] ) es un accidente grave de un reactor nuclear que provoca daños en el núcleo por sobrecalentamiento. El término fusión nuclear no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica [3] ni por la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos . [4] Sin embargo , se ha definido como la fusión accidental del núcleo de un reactor nuclear , [5] y en el uso común es una referencia al colapso total o parcial del núcleo.
Un accidente por fusión del núcleo ocurre cuando el calor generado por un reactor nuclear excede el calor eliminado por los sistemas de enfriamiento hasta el punto en que al menos un elemento combustible nuclear excede su punto de fusión . Esto se diferencia de una falla del elemento combustible , que no es causada por altas temperaturas. Una fusión puede ser causada por una pérdida de refrigerante , pérdida de presión del refrigerante o un bajo caudal de refrigerante o ser el resultado de una excursión de criticidad en la que el reactor funciona a un nivel de potencia que excede sus límites de diseño. Alternativamente, un incendio externo puede poner en peligro el núcleo y provocar una fusión.
Una vez que los elementos combustibles de un reactor comienzan a derretirse, la envoltura del combustible se rompe y el combustible nuclear (como el uranio , el plutonio o el torio ) y los productos de fisión (como el cesio-137 , el criptón-85 o el yodo-131) ) dentro de los elementos combustibles pueden filtrarse al refrigerante. Fallas posteriores pueden permitir que estos radioisótopos rompan más capas de contención. El vapor sobrecalentado y el metal caliente dentro del núcleo pueden provocar interacciones entre combustible y refrigerante , explosiones de hidrógeno o golpes de vapor , cualquiera de los cuales podría destruir partes de la contención. Una fusión se considera muy grave debido a la posibilidad de que los materiales radiactivos rompan toda contención y escapen (o sean liberados) al medio ambiente , lo que provocará contaminación radiactiva y lluvia radiactiva , y podría provocar envenenamiento por radiación de personas y animales cercanos.
Las plantas de energía nuclear generan electricidad calentando un fluido mediante una reacción nuclear para hacer funcionar un generador . Si el calor de esa reacción no se elimina adecuadamente, los conjuntos combustibles en el núcleo del reactor pueden derretirse. Un incidente de daño al núcleo puede ocurrir incluso después de que se cierre un reactor porque el combustible continúa produciendo calor de desintegración .
Un accidente con daño al núcleo es causado por la pérdida de enfriamiento suficiente del combustible nuclear dentro del núcleo del reactor. La razón puede ser uno de varios factores, incluido un accidente por pérdida de control de presión , un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), una excursión de energía incontrolada o, en reactores sin recipiente a presión , un incendio dentro del núcleo del reactor. . Las fallas en los sistemas de control pueden causar una serie de eventos que resultan en una pérdida de enfriamiento. Los principios de seguridad contemporáneos de defensa en profundidad garantizan que siempre estén presentes múltiples capas de sistemas de seguridad para hacer que tales accidentes sean improbables.
El edificio de contención es la última de varias salvaguardias que previenen la liberación de radiactividad al medio ambiente. Muchos reactores comerciales están contenidos dentro de una estructura de hormigón hermético, pretensada, reforzada con acero y de 1,2 a 2,4 metros (3,9 a 7,9 pies) de espesor que puede soportar vientos huracanados y terremotos severos .
Antes de que el núcleo de un reactor nuclear de agua ligera pueda resultar dañado, ya deben haber ocurrido dos acontecimientos precursores:
El accidente de Three Mile Island fue un grupo compuesto de emergencias que provocaron daños fundamentales. Lo que llevó a esto fue una decisión errónea de los operadores de apagar el ECCS durante una condición de emergencia debido a lecturas de medidor incorrectas o mal interpretadas; esto provocó otra condición de emergencia que, varias horas después del hecho, provocó la exposición del núcleo y un incidente con daños al núcleo. Si se hubiera permitido que el ECCS funcionara, se habría evitado tanto la exposición como el daño al núcleo. Durante el incidente de Fukushima, el sistema de refrigeración de emergencia también se apagó manualmente varios minutos después de su inicio. [7]
Si ocurriera tal falla limitante y ocurriera una falla completa de todas las divisiones ECCS, tanto Kuan, et al como Haskin, et al describen seis etapas entre el inicio de la falla limitante (la pérdida de enfriamiento) y el potencial escape de corio fundido hacia la contención (la llamada "fusión total"): [8] [9]
En el punto en el que el corium se reubica en la cámara inferior, Haskin y otros relatan que existe la posibilidad de que un incidente llamado interacción combustible-refrigerante (FCI) estrese sustancialmente o rompa el límite de presión primario cuando el corium se reubica en la cámara inferior. pleno de la vasija de presión del reactor ("RPV"). [10] Esto se debe a que el pleno inferior del RPV puede tener una cantidad sustancial de agua (el refrigerante del reactor) y, suponiendo que el sistema primario no haya sido despresurizado, el agua probablemente estará en fase líquida y , en consecuencia, denso y a una temperatura mucho más baja que el corion. Dado que el corio es un eutéctico metalocerámico líquido a temperaturas de 2200 a 3200 K (1930 a 2930 °C), su caída en agua líquida a 550 a 600 K (277 a 327 °C) puede provocar una evolución extremadamente rápida de vapor que podría causar una sobrepresión extrema repentina y la consiguiente falla estructural grave del sistema primario o RPV. [10] Aunque la mayoría de los estudios modernos sostienen que es físicamente inviable, o al menos extraordinariamente improbable, Haskin y otros afirman que existe una posibilidad remota de que una FCI extremadamente violenta conduzca a algo conocido como falla en modo alfa , o la Fallo grave del propio RPV y posterior expulsión de la cámara de aire superior del RPV como un misil contra el interior de la contención, lo que probablemente provocaría la falla de la contención y la liberación de los productos de fisión del núcleo al ambiente exterior. sin que se haya producido ningún deterioro sustancial. [11]
La Sociedad Nuclear Estadounidense comentó sobre el accidente del TMI-2 que, a pesar de que aproximadamente un tercio del combustible se fundió, la propia vasija del reactor mantuvo su integridad y contuvo el combustible dañado. [12]
Hay varias posibilidades sobre cómo el corio podría romper el límite de presión primario.
Como se describió anteriormente, FCI podría provocar un evento de sobrepresión que provoque una falla del RPV y, por lo tanto, una falla del límite de presión primario. Haskin et al informan que en caso de una explosión de vapor, la falla del pleno inferior es mucho más probable que la expulsión del pleno superior en el modo alfa. En caso de falla del pleno inferior, se puede esperar que se proyecten desechos a diferentes temperaturas hacia la cavidad debajo del núcleo. La contención puede estar sujeta a sobrepresión, aunque no es probable que esto haga fallar la contención. La falla del modo alfa tendrá las consecuencias discutidas anteriormente.
Es muy posible, especialmente en reactores de agua a presión, que el circuito primario permanezca presurizado después de la reubicación del corion en la cámara inferior. Como tal, estarán presentes tensiones de presión sobre la RPV además de la tensión de peso que el corio fundido ejerce sobre la cámara plenum inferior de la RPV; cuando el metal del RPV se debilita lo suficiente debido al calor del corio fundido, es probable que el corio líquido se descargue bajo presión desde el fondo del RPV en una corriente presurizada, junto con los gases arrastrados. Este modo de eyección de corio puede provocar un calentamiento directo de la contención (DCH).
Haskin et al identifican seis modos mediante los cuales la contención podría ser cuestionada de manera creíble; Algunos de estos modos no son aplicables a accidentes de núcleos fundidos.
Si el núcleo fundido penetra en el recipiente a presión, existen teorías y especulaciones sobre lo que podría ocurrir.
En las plantas rusas modernas, hay un "dispositivo de captura de núcleos" en la parte inferior del edificio de contención. Se supone que el núcleo fundido choca contra una capa gruesa de un "metal de sacrificio" que se derretirá, diluirá el núcleo y aumentará la conductividad térmica, y finalmente el núcleo diluido puede enfriarse mediante el agua que circula por el suelo. Sin embargo, nunca se han realizado pruebas a gran escala de este dispositivo. [13]
En las plantas occidentales existe un edificio de contención hermético. Aunque la radiación sería alta dentro de la contención, las dosis fuera de ella serían menores. Los edificios de contención están diseñados para la liberación ordenada de presión sin liberar radionucleidos, a través de una válvula de liberación de presión y filtros. También se instalan recombinadores de hidrógeno/oxígeno dentro de la contención para evitar explosiones de gas.
En un evento de derretimiento, un punto o área del RPV se calentará más que otras áreas y eventualmente se derretirá. Cuando se derrita, el corio se verterá en la cavidad debajo del reactor. Aunque la cavidad está diseñada para permanecer seca, varios documentos de clase NUREG recomiendan a los operadores inundar la cavidad en caso de un incidente de derretimiento de combustible. Esta agua se convertirá en vapor y presurizará la contención. Los rociadores de agua automáticos bombearán grandes cantidades de agua al ambiente lleno de vapor para mantener baja la presión. Los recombinadores catalíticos convertirán rápidamente el hidrógeno y el oxígeno nuevamente en agua. Un efecto positivo del corium que cae al agua es que se enfría y vuelve a un estado sólido.
Los extensos sistemas de rociado de agua dentro de la contención junto con el ECCS, cuando se reactive, permitirán a los operadores rociar agua dentro de la contención para enfriar el núcleo en el piso y reducirlo a una temperatura baja.
Estos procedimientos tienen como objetivo evitar la liberación de radiactividad. En el evento de Three Mile Island en 1979, una persona teórica parada en el límite de la propiedad de la planta durante todo el evento habría recibido una dosis de aproximadamente 2 milisieverts (200 milirem), entre la radiación de una radiografía de tórax y una tomografía computarizada. Esto se debió a la desgasificación de un sistema no controlado que, hoy en día, habría sido equipado con carbón activado y filtros HEPA para evitar la liberación de radionúclidos.
Sin embargo, en el incidente de Fukushima este diseño fracasó. A pesar de los esfuerzos de los operadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi por mantener el control, los núcleos de los reactores de las unidades 1 a 3 se sobrecalentaron, el combustible nuclear se fundió y los tres recipientes de contención se rompieron. Se liberó hidrógeno de las vasijas de presión del reactor, lo que provocó explosiones dentro de los edificios del reactor en las unidades 1, 3 y 4 que dañaron estructuras y equipos e hirieron al personal. Los radionucleidos fueron liberados de la planta a la atmósfera y se depositaron en la tierra y el océano. También hubo liberaciones directas al mar. [14] [15]
A medida que el calor de desintegración natural del corium eventualmente se reduce a un equilibrio con la convección y la conducción hacia las paredes de contención, se enfría lo suficiente como para apagar los sistemas de rociado de agua y almacenar el reactor de manera segura. La contención se puede sellar con una liberación de radioactividad externa extremadamente limitada y liberación de presión. Después de quizás una década para que los productos de fisión se descompongan, la contención puede reabrirse para su descontaminación y demolición.
En otro escenario se produce una acumulación de hidrógeno potencialmente explosivo, pero los recombinadores autocatalíticos pasivos dentro de la contención están diseñados para evitarlo. En Fukushima, los contenedores se llenaron con nitrógeno inerte, lo que impidió que se quemara el hidrógeno; Sin embargo, el hidrógeno se filtró de la contención al edificio del reactor, donde se mezcló con el aire y explotó. [15] Durante el accidente de Three Mile Island de 1979, se formó una burbuja de hidrógeno en la cúpula del recipiente a presión. Inicialmente hubo preocupaciones de que el hidrógeno pudiera encenderse y dañar el recipiente a presión o incluso el edificio de contención; pero pronto se comprendió que la falta de oxígeno impedía quemaduras o explosiones. [dieciséis]
Un escenario consiste en que la vasija de presión del reactor falle de repente, con toda la masa de corio cayendo a un charco de agua (por ejemplo, refrigerante o moderador) y provocando una generación extremadamente rápida de vapor. El aumento de presión dentro de la contención podría amenazar la integridad si los discos de ruptura no pudieran aliviar la tensión. Las sustancias inflamables expuestas podrían arder, pero hay pocas sustancias inflamables, si es que hay alguna, dentro de la contención.
Otra teoría, denominada falla en "modo alfa" por el estudio Rasmussen de 1975 ( WASH-1400 ), afirmaba que el vapor podría producir suficiente presión para volar la cabeza de la vasija de presión del reactor (RPV). La contención podría verse amenazada si la cabeza del RPV chocara con ella. (El informe WASH-1400 fue reemplazado por estudios más nuevos [¿ investigaciones originales? ] mejor fundamentados , y ahora la Comisión Reguladora Nuclear los ha desautorizado todos y está preparando el estudio general de Análisis de consecuencias de reactores de última generación [SOARCA] - consulte el Descargo de responsabilidad en NUREG-1150 ).
En 1970, había dudas sobre la capacidad de los sistemas de enfriamiento de emergencia de un reactor nuclear para prevenir un accidente por pérdida de refrigerante y la consiguiente fusión del núcleo de combustible; el tema resultó popular en la prensa técnica y popular. [17] En 1971, en el artículo Thoughts on Nuclear Plumbing , el ex físico nuclear del Proyecto Manhattan , Ralph Lapp, utilizó el término "síndrome de China" para describir un posible incendio de las estructuras de contención y el posterior escape de material(es) radiactivo(s) hacia el interior. la atmósfera y el medio ambiente. La hipótesis se deriva de un informe de 1967 de un grupo de físicos nucleares, encabezado por WK Ergen. [18] Algunos temen que el núcleo fundido del reactor pueda penetrar la vasija de presión del reactor y la estructura de contención y arder hasta el nivel del agua subterránea . [19]
No se ha determinado hasta qué punto una masa fundida puede atravesar una estructura (aunque eso se probó en el reactor de prueba de pérdida de fluido descrito en la hoja informativa del Área de Pruebas Norte [20] ). El accidente de Three Mile Island proporcionó una experiencia de la vida real con un núcleo fundido real: el corio no logró derretirse a través de la vasija de presión del reactor después de más de seis horas de exposición debido a la dilución de la masa fundida por las barras de control y otros componentes internos del reactor, validando el énfasis. en defensa en profundidad contra incidentes de daños centrales.
Otros tipos de reactores tienen capacidades y perfiles de seguridad diferentes a los del LWR. Las variedades avanzadas de varios de estos reactores tienen el potencial de ser intrínsecamente seguras.
Los reactores CANDU , de diseño de deuterio-uranio inventado en Canadá, están diseñados con al menos uno, y generalmente dos, grandes depósitos de agua a baja temperatura y baja presión alrededor de sus canales de combustible/refrigerante. El primero es el moderador de agua pesada a granel (un sistema separado del refrigerante) y el segundo es el tanque protector lleno de agua ligera (o bóveda de calandria ). Estos disipadores de calor de respaldo son suficientes para evitar la fusión del combustible en primer lugar (usando el disipador de calor del moderador) o la ruptura del recipiente central en caso de que el moderador finalmente hierva (usando el disipador de calor del tanque de protección). [21] Otros modos de falla además de la fusión del combustible probablemente ocurrirán en una CANDU en lugar de una fusión, como la deformación de la calandria a una configuración no crítica. Todos los reactores CANDU también están ubicados dentro de contenciones occidentales estándar.
Un tipo de reactor occidental, conocido como reactor avanzado refrigerado por gas (o AGR), construido por el Reino Unido, no es muy vulnerable a accidentes por pérdida de refrigeración ni a daños en el núcleo, excepto en las circunstancias más extremas. Gracias al refrigerante relativamente inerte (dióxido de carbono), el gran volumen y la alta presión del refrigerante, así como la eficiencia de transferencia de calor relativamente alta del reactor, el tiempo de daño del núcleo en caso de una falla límite se mide en días. . La restauración de algunos medios de flujo de refrigerante evitará que se produzcan daños en el núcleo.
Otros tipos de reactores altamente avanzados enfriados por gas, generalmente conocidos como reactores enfriados por gas de alta temperatura (HTGR), como el reactor de prueba de alta temperatura japonés y el reactor de muy alta temperatura de los Estados Unidos , son intrínsecamente seguros, lo que significa que la fusión u otras formas Los daños al núcleo son físicamente imposibles, debido a la estructura del núcleo, que consiste en bloques prismáticos hexagonales de grafito reforzado con carburo de silicio infundidos con bolitas TRISO o QUADRISO de uranio, torio u óxido mixto enterrados bajo tierra en un recipiente a presión de acero lleno de helio. dentro de una contención concreta. Aunque este tipo de reactor no es susceptible a la fusión, se proporcionan capacidades adicionales de eliminación de calor mediante el uso de un flujo de aire atmosférico regular como medio de eliminación de calor de respaldo, haciéndolo pasar a través de un intercambiador de calor y subiendo a la atmósfera debido a la convección , logrando un pleno funcionamiento. eliminación del calor residual. Está previsto que el VHTR sea prototipado y probado en el Laboratorio Nacional de Idaho durante la próxima década (a partir de 2009) como el diseño seleccionado para la Planta Nuclear de Próxima Generación por el Departamento de Energía de EE. UU . Este reactor utilizará un gas como refrigerante, que luego podrá utilizarse para el calor de proceso (como en la producción de hidrógeno ) o para el accionamiento de turbinas de gas y la generación de electricidad.
Un reactor similar muy avanzado refrigerado por gas diseñado originalmente por Alemania Occidental (el reactor AVR ) y ahora desarrollado por Sudáfrica se conoce como Reactor Modular de Lecho de Pebble . Es un diseño inherentemente seguro , lo que significa que el daño al núcleo es físicamente imposible, debido al diseño del combustible ("guijarros" esféricos de grafito dispuestos en un lecho dentro de un RPV de metal y llenos de bolitas TRISO (o QUADRISO) de uranio, torio, u óxido mixto en su interior). Los chinos construyeron un prototipo de un tipo de reactor muy similar , el HTR-10 , que funcionó más allá de las expectativas de los investigadores, lo que llevó a los chinos a anunciar planes para construir un par de reactores posteriores a gran escala de 250 MWe, inherentemente reactores seguros y de producción de energía basados en el mismo concepto. (Consulte Energía nuclear en la República Popular China para obtener más información).
Recientemente se ha propuesto como refrigerante del reactor un metal líquido pesado, como el plomo o el plomo-bismuto. [22] Debido a las densidades similares del combustible y del HLM, se desarrolla un mecanismo de retroalimentación de autorretirada de seguridad pasiva inherente debido a las fuerzas de flotación, que impulsa el lecho empacado lejos de la pared cuando se alcanza cierto umbral de temperatura y el lecho se vuelve más liviano que el refrigerante circundante, evitando así temperaturas que puedan poner en peligro la integridad estructural del recipiente y también reduciendo el potencial de recriticidad al limitar la profundidad permitida del lecho.
Algunos conceptos de diseño de reactores nucleares enfatizan la resistencia a la fusión y la seguridad operativa.
Los diseños PIUS ( seguridad máxima inherente al proceso ), diseñados originalmente por los suecos a finales de los años 1970 y principios de los 1980, son LWR que, en virtud de su diseño, son resistentes al daño del núcleo. Nunca se han construido unidades.
Reactores de energía, incluido el Reactor de Energía Eléctrica Desplegable , una versión móvil a mayor escala del TRIGA para la generación de energía en áreas de desastre y en misiones militares, y el Sistema de Energía TRIGA , una pequeña planta de energía y fuente de calor para uso comunitario pequeño y remoto. han sido propuestos por ingenieros interesados y comparten las características de seguridad del TRIGA debido al combustible de hidruro de uranio y circonio utilizado.
El módulo de energía nuclear autorregulado y moderado por hidrógeno , un reactor que utiliza hidruro de uranio como moderador y combustible, similar en química y seguridad al TRIGA, también posee estas características extremas de seguridad y estabilidad, y ha atraído mucho interés en los últimos años. veces.
El reactor de torio de fluoruro líquido está diseñado para tener naturalmente su núcleo en estado fundido, como una mezcla eutéctica de sales de torio y flúor. Como tal, un núcleo fundido refleja el estado de funcionamiento normal y seguro de este tipo de reactor. En caso de que el núcleo se sobrecaliente, un tapón de metal se derretirá y el núcleo de sal fundida se drenará a tanques donde se enfriará en una configuración no crítica. Dado que el núcleo es líquido y ya está derretido, no puede dañarse.
Los reactores avanzados de metal líquido, como el reactor rápido integral estadounidense y los rusos BN-350 , BN-600 y BN-800 , tienen un refrigerante con muy alta capacidad calorífica, el sodio metálico. Como tales, pueden soportar una pérdida de enfriamiento sin SCRAM y una pérdida de disipador de calor sin SCRAM, lo que los califica como inherentemente seguros.
Los reactores RBMK de diseño soviético ( Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy) , que se encuentran sólo en Rusia y otros estados postsoviéticos y ahora están cerrados en todas partes excepto en Rusia, no tienen edificios de contención, son naturalmente inestables (tienden a peligrosas fluctuaciones de energía) y tienen emergencia. sistemas de refrigeración (ECCS) considerados extremadamente inadecuados según los estándares de seguridad occidentales. El reactor implicado en el desastre de Chernóbil fue un RBMK.
Los sistemas de refrigeración central de emergencia de RBMK sólo tienen una división y poca redundancia dentro de esa división. Aunque el gran núcleo del RBMK tiene menos densidad de energía que el núcleo más pequeño del LWR occidental, es más difícil de enfriar. El RBMK está moderado por grafito . En presencia de vapor y oxígeno a altas temperaturas, el grafito forma gas de síntesis y con la reacción de desplazamiento del gas del agua , el hidrógeno resultante se quema explosivamente. Si el oxígeno entra en contacto con el grafito caliente, se quemará. Las barras de control solían tener puntas de grafito, un material que ralentiza los neutrones y, por tanto, acelera la reacción en cadena. El agua se utiliza como refrigerante, pero no como moderador. Si el agua se evapora, se pierde el enfriamiento, pero se continúa con la moderación. Esto se denomina coeficiente de reactividad de vacíos positivos.
El RBMK tiende a sufrir peligrosas fluctuaciones de energía. Las barras de control pueden atascarse si el reactor se calienta repentinamente y se mueven. El xenón-135, un producto de fisión absorbente de neutrones, tiene tendencia a acumularse en el núcleo y a quemarse de forma impredecible en caso de funcionamiento a baja potencia. Esto puede dar lugar a clasificaciones de potencia térmica y neutrónica inexactas.
El RBMK no tiene ninguna contención por encima del núcleo. La única barrera sólida sustancial sobre el combustible es la parte superior del núcleo, llamada escudo biológico superior, que es una pieza de hormigón interpenetrada con barras de control y con orificios de acceso para repostar mientras está en línea. Otras partes del RBMK estaban mejor protegidas que el propio núcleo. El apagado rápido ( SCRAM ) tarda de 10 a 15 segundos. Los reactores occidentales tardan entre 1 y 2,5 segundos.
Se ha brindado ayuda occidental para proporcionar ciertas capacidades de monitoreo de seguridad en tiempo real al personal operativo. Se desconoce si esto se extiende al inicio automático del enfriamiento de emergencia. Se ha proporcionado capacitación en evaluación de seguridad de fuentes occidentales, y los reactores rusos han evolucionado en respuesta a las debilidades que había en el RBMK. Sin embargo, todavía funcionan numerosos RBMK.
Aunque podría ser posible detener un evento de pérdida de refrigerante antes de que se produzcan daños en el núcleo, cualquier incidente de daños en el núcleo probablemente permitirá una liberación masiva de materiales radiactivos.
Al ingresar a la UE en 2004, Lituania tuvo que eliminar gradualmente sus dos RBMK en la central nuclear de Ignalina , considerados totalmente incompatibles con las normas europeas de seguridad nuclear. El país planeaba reemplazarlos con reactores más seguros en la central nuclear de Visaginas .
El MKER es un moderno reactor de tipo canal de ingeniería rusa que es un descendiente lejano del RBMK, diseñado para optimizar los beneficios y corregir los graves defectos del original.
Varias características únicas del diseño del MKER lo convierten en una opción creíble e interesante. El reactor permanece en línea durante el reabastecimiento de combustible, lo que garantiza interrupciones sólo ocasionales para mantenimiento, con un tiempo de actividad de hasta el 97-99%. El diseño del moderador permite el uso de combustibles menos enriquecidos, con una alta tasa de quemado. Las características neutrónicas se han optimizado para uso civil, para una fertilización y reciclaje de combustible superiores; y la moderación con grafito logra mejores neutrónicos de lo que es posible con la moderación con agua ligera. La menor densidad de potencia del núcleo mejora enormemente la regulación térmica.
Una serie de mejoras hacen que la seguridad del MKER sea comparable a la de los reactores occidentales de Generación III: calidad mejorada de las piezas, controles informáticos avanzados, sistema de enfriamiento pasivo de emergencia integral del núcleo y una estructura de contención muy sólida, junto con un coeficiente de vacío negativo y un apagado rápido de acción rápida. sistema. El sistema de enfriamiento pasivo de emergencia utiliza fenómenos naturales confiables para enfriar el núcleo, en lugar de depender de bombas accionadas por motor. La estructura de contención está diseñada para soportar tensiones y presiones severas. En caso de rotura de una tubería de un canal de agua de refrigeración, el canal se puede aislar del suministro de agua, evitando una falla general.
La seguridad enormemente mejorada y los beneficios únicos del diseño MKER mejoran su competitividad en los países que consideran opciones de ciclo de combustible completo para el desarrollo nuclear.
El VVER es un reactor de agua ligera a presión mucho más estable y seguro que el RBMK. Esto se debe a que utiliza agua ligera como moderador (en lugar de grafito), tiene características operativas bien conocidas y tiene un coeficiente de reactividad de vacíos negativo. Además, algunos se han construido con algo más que contenciones marginales, algunos tienen sistemas ECCS de calidad y algunos se han actualizado según estándares internacionales de control e instrumentación. Las generaciones actuales de VVER (a partir del VVER-1000) están construidas con niveles de instrumentación, control y sistemas de contención equivalentes a los occidentales.
Sin embargo, incluso con estos avances positivos, algunos modelos VVER más antiguos generan un alto nivel de preocupación, especialmente el VVER-440 V230. [23]
El VVER-440 V230 no tiene edificio de contención, sino que sólo tiene una estructura capaz de confinar el vapor rodeando al RPV. Se trata de un volumen de acero delgado, quizás de 1 a 2 pulgadas (2,5 a 5,1 cm) de espesor, tremendamente insuficiente para los estándares occidentales.
El interior del recipiente a presión es de acero aleado simple, expuesto al agua. Esto puede provocar oxidación si el reactor se expone al agua. Un punto de distinción en el que el VVER supera a Occidente es la instalación de limpieza del agua del reactor, construida, sin duda, para hacer frente al enorme volumen de óxido dentro del circuito de refrigeración primario, producto de la lenta corrosión del RPV. Se considera que este modelo tiene sistemas de control de procesos inadecuados.
Bulgaria tenía varios modelos VVER-440 V230, pero optó por cerrarlos al unirse a la UE en lugar de modernizarlos, y en su lugar está construyendo nuevos modelos VVER-1000. Muchos estados no pertenecientes a la UE mantienen modelos V230, incluidos Rusia y la CEI. Muchos de estos estados, en lugar de abandonar los reactores por completo, han optado por instalar un ECCS, desarrollar procedimientos estándar e instalar sistemas de control e instrumentación adecuados. Aunque los confinamientos no se pueden transformar en contención, se puede reducir en gran medida el riesgo de que una falla limitante resulte en daños al núcleo.
El modelo VVER-440 V213 se construyó según el primer conjunto de estándares de seguridad nuclear soviéticos. Posee un modesto edificio de contención y los sistemas ECCS, aunque no cumplen completamente con los estándares occidentales, son razonablemente completos. Muchos modelos VVER-440 V213 operados por países del antiguo bloque soviético se han actualizado a sistemas de control e instrumentación de estilo occidental totalmente automatizados, mejorando la seguridad a niveles occidentales para la prevención de accidentes, pero no para la contención de accidentes, que es de un nivel modesto en comparación con los occidentales. plantas. Estos reactores se consideran "lo suficientemente seguros" según los estándares occidentales para continuar funcionando sin modificaciones importantes, aunque la mayoría de los propietarios han realizado modificaciones importantes para llevarlos a niveles generalmente equivalentes de seguridad nuclear.
Durante la década de 1970, Finlandia construyó dos modelos VVER-440 V213 según los estándares occidentales con una contención completa de gran volumen e instrumentación de clase mundial, estándares de control y un ECCS con múltiples componentes redundantes y diversificados. Además, se han instalado elementos de seguridad pasiva, como condensadores de hielo de 900 toneladas, lo que convierte a estas dos unidades en los VVER-440 más avanzados del mundo en términos de seguridad.
El tipo VVER-1000 tiene una contención de estilo occidental definitivamente adecuada, el ECCS es suficiente según los estándares occidentales y la instrumentación y el control se han mejorado notablemente a los niveles occidentales de la década de 1970.
En el desastre de Chernobyl, el combustible derretido dejó de ser crítico como resultado de fluir fuera del moderador de grafito (con la ayuda de la dispersión de grandes porciones del combustible por dos grandes explosiones); Sin embargo, tomó un tiempo considerable enfriarse. El núcleo fundido de Chernobyl (la parte que no salió disparada fuera del reactor o no se vaporizó en el incendio) fluyó en un canal creado por el calor del corium y se congeló antes de penetrar el piso más bajo del sótano. En el sótano del reactor de Chernóbil se encontró una gran " pata de elefante " de material central congelado, un ejemplo del corio que fluye libremente. La demora y la prevención de la emisión directa a la atmósfera (es decir, la contención ) habrían reducido la liberación radiológica. Si se hubiera penetrado el sótano del edificio del reactor, el agua subterránea habría quedado gravemente contaminada y su flujo podría haber llevado la contaminación a lugares muy lejanos.
El reactor de Chernobyl era del tipo RBMK . El desastre fue causado por una excursión de energía que provocó una explosión de vapor, fusión y extensas consecuencias fuera del sitio. El error del operador y un sistema de apagado defectuoso provocaron un aumento repentino y masivo en la tasa de multiplicación de neutrones , una disminución repentina en el período de neutrones y el consiguiente aumento en la población de neutrones; por tanto, el flujo de calor del núcleo aumentó rápidamente más allá de los límites de diseño del reactor. Esto provocó que el agua refrigerante se convirtiera en vapor, provocando una repentina sobrepresión dentro del núcleo del reactor (la primera de las dos grandes explosiones que ocurrieron), lo que provocó la granulación de la parte superior del núcleo y la expulsión del escudo biológico superior encima del núcleo junto con los restos del núcleo del edificio del reactor en un patrón ampliamente disperso. La parte inferior del reactor permaneció algo intacta; el moderador de neutrones de grafito se expuso a aire que contenía oxígeno ; el calor de la excursión de potencia además del flujo de calor residual de las barras de combustible restantes que quedaron sin refrigerante indujo la oxidación en el moderador y en las barras de combustible abiertas; esto, a su vez, generó más calor y contribuyó a la fusión de más barras de combustible y a la desgasificación de los productos de fisión contenidos en ellas. El material del núcleo fundido fluyó inicialmente en una configuración más compacta, lo que le permitió alcanzar rápidamente la criticidad (el mismo mecanismo por el cual explota un arma de fisión , aunque con una eficiencia mucho menor y un rendimiento de órdenes de magnitud menor) y resultando en una segunda explosión térmica más grande. que desmontó parcialmente la masa fisible y puso fin a la reacción en cadena. Los restos licuados de las barras de combustible fundidas (excepto los dispersados en las dos explosiones), el hormigón pulverizado y cualquier otro objeto en el camino fluyeron a través de una tubería de drenaje hasta el sótano del edificio del reactor y se solidificaron en una masa, aunque la principal amenaza para La seguridad pública fue la eyección del núcleo disperso , los productos de fisión vaporizados y gaseosos y el combustible, y los gases desprendidos de la oxidación del moderador.
Aunque el accidente de Chernobyl tuvo efectos nefastos fuera del edificio, gran parte de la radiactividad permaneció dentro del edificio. Si el edificio fallara y se liberara polvo al medio ambiente, la liberación de una determinada masa de productos de fisión que han envejecido durante más de treinta años tendría un efecto menor que la liberación de la misma masa de productos de fisión (en el misma forma química y física) que sólo había pasado por un corto tiempo de enfriamiento (como una hora) después de que la reacción nuclear hubiera terminado. Sin embargo, si se volviera a producir una reacción nuclear en la central de Chernóbil (por ejemplo, si el agua de lluvia se acumulara y actuara como moderadora), los nuevos productos de fisión tendrían una mayor actividad específica y, por tanto, representarían una mayor amenaza si se liberaran. . Para evitar una reacción nuclear posterior a un accidente, se han tomado medidas, como añadir venenos de neutrones en partes clave del sótano.
Los efectos de una fusión nuclear dependen de las características de seguridad diseñadas en un reactor. Un reactor moderno está diseñado para hacer improbable una fusión y para contenerla en caso de que ocurriera.
En un reactor moderno, una fusión nuclear, ya sea parcial o total, debe estar contenida dentro de la estructura de contención del reactor. Por lo tanto (suponiendo que no ocurran otros desastres importantes), si bien la fusión dañará gravemente el propio reactor, posiblemente contaminando toda la estructura con material altamente radiactivo, una fusión por sí sola no debería provocar una liberación importante de radiactividad ni un peligro para el público. [24]
Una fusión nuclear puede ser parte de una cadena de desastres. Por ejemplo, en el accidente de Chernobyl , cuando el núcleo se derritió, ya se había producido una gran explosión de vapor y un incendio de grafito, y una importante liberación de contaminación radiactiva. Antes de una fusión, los operadores pueden reducir la presión en el reactor liberando vapor radiactivo al medio ambiente. Esto permitiría inyectar agua de refrigeración fresca con la intención de evitar una fusión.
Aunque los reactores de agua a presión son más susceptibles a una fusión nuclear en ausencia de medidas de seguridad activas, ésta no es una característica universal de los reactores nucleares civiles. Gran parte de la investigación en reactores nucleares civiles se centra en diseños con características de seguridad nuclear pasiva que puedan ser menos susceptibles a la fusión, incluso si todos los sistemas de emergencia fallaran. Por ejemplo, los reactores de lecho de guijarros están diseñados de manera que la pérdida total de refrigerante durante un período indefinido no provoque un sobrecalentamiento del reactor. General Electric ESBWR y Westinghouse AP1000 tienen sistemas de seguridad activados pasivamente. El reactor CANDU tiene dos sistemas de agua de baja temperatura y baja presión que rodean el combustible (es decir, un moderador y un tanque de protección) que actúan como disipadores de calor de respaldo y evitan fusiones y escenarios de ruptura del núcleo. [21] Los reactores de combustible líquido pueden detenerse drenando el combustible en el tanque, lo que no sólo evita una mayor fisión sino que también elimina el calor de desintegración estáticamente, y extrayendo los productos de fisión (que son la fuente del calentamiento posterior al apagado) de forma incremental. Lo ideal es tener reactores a prueba de fallas mediante la física en lugar de sistemas de seguridad redundantes o intervención humana.
Ciertos diseños de reactores reproductores rápidos pueden ser más susceptibles a la fusión que otros tipos de reactores, debido a su mayor cantidad de material fisionable y al mayor flujo de neutrones dentro del núcleo del reactor. Otros diseños de reactores, como el modelo de reactor rápido integral EBR II, [25] habían sido diseñados explícitamente para ser inmunes a la fusión. Fue probado en abril de 1986, justo antes de la falla de Chernobyl, para simular la pérdida de potencia de bombeo de refrigerante, cortando la energía a las bombas primarias. Tal como fue diseñado, se apagó solo, en aproximadamente 300 segundos, tan pronto como la temperatura aumentó a un punto diseñado como más alto de lo que requeriría un funcionamiento adecuado. Esto estaba muy por debajo del punto de ebullición del refrigerante metálico líquido sin presión, que tenía una capacidad de enfriamiento completamente suficiente para hacer frente al calor de la radioactividad de los productos de fisión, por simple convección. La segunda prueba, el cierre deliberado del circuito de refrigerante secundario que suministra a los generadores, provocó que el circuito primario sufriera el mismo apagado seguro. Esta prueba simuló el caso de un reactor refrigerado por agua que perdía su circuito de turbina de vapor, quizás por una fuga.
Esta es una lista de las principales fallas de reactores en las que el daño del núcleo del reactor jugó un papel importante: [26]
El síndrome de China (accidente por pérdida de refrigerante) es un accidente de funcionamiento de un reactor nuclear caracterizado por la grave fusión de los componentes centrales del reactor, que luego arden a través del recipiente de contención y el edificio de viviendas, luego (en sentido figurado) a través de la corteza y cuerpo de la Tierra hasta llegar al extremo opuesto , se presume en "China". (Las antípodas de los EE. UU. continentales están, de hecho, ubicadas en el Océano Índico, no en China) [33] [34] La redacción es metafórica; no hay manera de que un núcleo pueda penetrar los varios kilómetros de espesor de la corteza terrestre, e incluso si se fundiera hasta el centro de la Tierra, no regresaría hacia arriba contra la fuerza de la gravedad. Además, cualquier túnel detrás del material quedaría cerrado por una inmensa presión litostática . [ cita necesaria ]
El diseño del sistema de las centrales nucleares construidas a finales de la década de 1960 generó la preocupación de que un accidente grave en un reactor pudiera liberar grandes cantidades de materiales radiactivos a la atmósfera y al medio ambiente. En 1970, había dudas sobre la capacidad del sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo para hacer frente a los efectos de un accidente por pérdida de refrigerante y la consiguiente fusión del núcleo de combustible. [17] En 1971, en el artículo Thoughts on Nuclear Plumbing , el antiguo físico nuclear del Proyecto Manhattan (1942-1946), Ralph Lapp, utilizó el término "síndrome de China" para describir una posible quemadura, después de un accidente por pérdida de refrigerante, del barras de combustible nuclear y componentes centrales que derriten las estructuras de contención y el posterior escape de material(es) radiactivo (s) a la atmósfera y el medio ambiente; la hipótesis se deriva de un informe de 1967 de un grupo de físicos nucleares, encabezado por WK Ergen. [18] En el evento, el hipotético accidente nuclear de Lapp fue adaptado cinematográficamente como El síndrome de China (1979).
El verdadero susto, sin embargo, provino de una cita de la película de 1979 El síndrome de China , que decía: "Se derrite hasta el fondo de la planta, en teoría hasta China, pero, por supuesto, tan pronto como llega al agua subterránea, "Explota en la atmósfera y envía nubes de radiactividad. El número de personas muertas dependería de la dirección en la que soplara el viento, haciendo que un área del tamaño de Pensilvania sea permanentemente inhabitable". La amenaza real de esto se puso a prueba sólo 12 días después del estreno de la película, cuando una fusión en la planta 2 de Three Mile Island ( TMI-2 ) de Pensilvania creó un núcleo fundido que se movió 15 milímetros (0,59 pulgadas) hacia "China" antes que el núcleo. se congeló en el fondo de la vasija de presión del reactor . [35] Por lo tanto, el combustible del reactor TMI-2 y los productos de fisión rompieron las barras de combustible, pero el núcleo fundido en sí no rompió la contención de la vasija del reactor. [36]
Una preocupación similar surgió durante el desastre de Chernobyl. Después de que el reactor fue destruido, una masa de corio líquido del núcleo derretido comenzó a romper el piso de concreto de la vasija del reactor, que estaba situado sobre la piscina de burbujeo (un gran depósito de agua para bombas de emergencia y para contener cualquier ruptura de la tubería de vapor). Una explosión de vapor del corio caliente que hubiera entrado en contacto con el agua habría liberado más materiales radiactivos al aire. Debido a los daños del accidente, tres trabajadores de la estación accionaron manualmente las válvulas necesarias para drenar esta piscina , y imágenes posteriores de la masa de corium en el sótano de la piscina burbujeadora reforzaron la prudencia de su acción. [37] [38] [39]
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