Passive nuclear safety is a design approach for safety features, implemented in a nuclear reactor, that does not require any active intervention on the part of the operator or electrical/electronic feedback in order to bring the reactor to a safe shutdown state, in the event of a particular type of emergency (usually overheating resulting from a loss of coolant or loss of coolant flow). Such design features tend to rely on the engineering of components such that their predicted behaviour would slow down, rather than accelerate the deterioration of the reactor state; they typically take advantage of natural forces or phenomena such as gravity, buoyancy, pressure differences, conduction or natural heat convection to accomplish safety functions without requiring an active power source.[1] Many older common reactor designs use passive safety systems to a limited extent, rather, relying on active safety systems such as diesel-powered motors. Some newer reactor designs feature more passive systems; the motivation being that they are highly reliable and reduce the cost associated with the installation and maintenance of systems that would otherwise require multiple trains of equipment and redundant safety class power supplies in order to achieve the same level of reliability. However, weak driving forces that power many passive safety features can pose significant challenges to effectiveness of a passive system, particularly in the short term following an accident.
'Passive safety' describes any safety mechanism whose engagement requires little or no outside power or human control. Modern reactor designs have focused on increasing the number of passive systems to mitigate risk of compounding human error.
Despite the increased safety associated with greater coverage by passive systems, all current large-scale nuclear reactors require both external (active) and internal (passive) systems. There are no 'passively safe' reactors, only systems and components. Safety systems are used to maintain control of the plant if it goes outside normal conditions in case of anticipated operational occurrences or accidents, while the control systems are used to operate the plant under normal conditions. Sometimes a system combines both features. Passive safety refers to safety system components, whereas inherent safety refers to control system process regardless of the presence or absence of safety-specific subsystems.
An example of a safety system with passive safety components is the containment vessel of a nuclear reactor. The concrete walls and the steel liner of the vessel exhibit passive safety, but require active systems (valves, feedback loops, external instrumentation, control circuits, etc.) which require external power and human operation to function.
La Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA) clasifica el grado de "seguridad pasiva" de los componentes de la categoría A a la D en función de lo que no utiliza el sistema: [2]
En la categoría A (1+2+3+4) está la vaina de combustible, la capa exterior protectora y no reactiva de la pastilla de combustible, que no utiliza ninguna de las características anteriores: está siempre cerrada y mantiene el combustible y los productos de fisión en su interior y no está abierto antes de llegar a la planta de reprocesamiento. En la categoría B (2+3+4) está la línea de compensación, que conecta la pierna caliente con el presurizador y ayuda a controlar la presión en el circuito primario de un PWR y utiliza un fluido de trabajo en movimiento para cumplir su misión. En la categoría C (3+4) está el acumulador, que no necesita entrada de señal de 'inteligencia' ni alimentación externa. Una vez que la presión en el circuito primario cae por debajo del punto de ajuste de las válvulas del acumulador accionadas por resorte, las válvulas se abren y se inyecta agua en el circuito primario mediante nitrógeno comprimido. En la categoría D (solo 4) está el SCRAM que utiliza fluidos de trabajo en movimiento, piezas mecánicas en movimiento y entradas de señales de 'inteligencia' pero no energía o fuerzas externas: las barras de control caen impulsadas por la gravedad una vez que se han liberado de su abrazadera magnética. Pero la ingeniería de seguridad nuclear nunca es tan sencilla: una vez suelta, la varilla puede no cumplir su misión: puede quedarse atascada debido a condiciones sísmicas o debido a estructuras centrales deformadas. Esto demuestra que aunque se trata de un sistema pasivamente seguro y ha sido accionado correctamente, es posible que no cumpla su misión. Los ingenieros nucleares han tenido esto en cuenta: normalmente sólo se necesita una parte de las barras caídas para apagar el reactor. En casi todas las centrales nucleares se pueden encontrar ejemplos de sistemas de seguridad con componentes de seguridad pasiva: contención, hidroacumuladores en los PWR o sistemas de supresión de presión en los BWR .
En la mayoría de los textos sobre componentes 'pasivamente seguros' en reactores de próxima generación, la cuestión clave es que no se necesitan bombas para cumplir la misión de un sistema de seguridad y que todos los componentes activos (generalmente I&C y válvulas) de los sistemas funcionan con energía eléctrica. de las baterías.
La OIEA utiliza explícitamente la siguiente advertencia: [2]
... la pasividad no es sinónimo de confiabilidad o disponibilidad, y menos aún de la idoneidad asegurada de la característica de seguridad, aunque varios factores potencialmente adversos al desempeño pueden contrarrestarse más fácilmente mediante un diseño pasivo (percepción pública). Por otra parte, los diseños activos que emplean controles variables permiten realizar funciones de seguridad mucho más precisas; esto puede ser particularmente deseable en condiciones de gestión de accidentes.
Las propiedades de respuesta del reactor nuclear, como el coeficiente de reactividad de temperatura y el coeficiente de reactividad de vacío, generalmente se refieren a la respuesta termodinámica y de cambio de fase del proceso de transferencia de calor del moderador de neutrones , respectivamente. Se dice que los reactores cuyo proceso de transferencia de calor tiene la propiedad operativa de un coeficiente de reactividad en vacío negativo poseen una característica inherente de seguridad del proceso. Un modo de falla operativa podría potencialmente alterar el proceso y hacer que dicho reactor sea inseguro.
Los reactores podrían equiparse con un componente del sistema de seguridad hidráulico que aumente la presión de entrada del refrigerante (especialmente agua) en respuesta al aumento de la presión de salida del moderador y el refrigerante sin intervención del sistema de control. Se diría que esos reactores están equipados con un componente de seguridad pasiva que, si así se diseña, podría generar en un reactor un coeficiente de reactividad en vacío negativo, independientemente de las propiedades operativas del reactor en el que esté instalado. La característica sólo funcionaría si respondiera más rápido que un vacío emergente (vapor) y los componentes del reactor pudieran soportar el aumento de presión del refrigerante. Un reactor equipado con ambas características de seguridad (si está diseñado para interactuar constructivamente) es un ejemplo de enclavamiento de seguridad . Modos de falla operacional más raros podrían inutilizar ambas características de seguridad y restar valor a la seguridad relativa general del reactor.
Los sistemas de seguridad de reactores tradicionales son activos en el sentido de que implican operación eléctrica o mecánica en sistemas de comando (por ejemplo, bombas de agua a alta presión). Pero algunos sistemas de reactores diseñados funcionan de forma totalmente pasiva, por ejemplo, utilizando válvulas de alivio de presión para controlar la sobrepresión. Siguen siendo necesarios sistemas redundantes en paralelo. La seguridad inherente y pasiva combinada depende únicamente de fenómenos físicos como diferenciales de presión, convección, gravedad o la respuesta natural de los materiales a las altas temperaturas para ralentizar o detener la reacción, no del funcionamiento de componentes de ingeniería como las bombas de agua de alta presión.
Los reactores de agua a presión y los reactores de agua en ebullición actuales son sistemas que han sido diseñados con un tipo de característica de seguridad pasiva. En caso de una condición de energía excesiva, cuando el agua en el núcleo del reactor nuclear hierve, se forman bolsas de vapor . Estos vacíos de vapor moderan menos neutrones , lo que hace que disminuya el nivel de potencia dentro del reactor. Los experimentos BORAX y el accidente de fusión del SL-1 demostraron este principio.
Un diseño de reactor cuyo proceso inherentemente seguro proporciona directamente un componente de seguridad pasiva durante una condición de falla específica en todos los modos operativos generalmente se describe como relativamente a prueba de fallas para esa condición de falla. [2] Sin embargo, la mayoría de los reactores moderados y refrigerados por agua actuales, cuando se apagan , no pueden eliminar la producción residual y el calor de desintegración sin la transferencia de calor del proceso o el sistema de enfriamiento activo. En otras palabras, mientras que el proceso de transferencia de calor inherentemente seguro proporciona un componente de seguridad pasiva que evita el calor excesivo mientras el reactor está en funcionamiento, el mismo proceso de transferencia de calor inherentemente seguro no proporciona un componente de seguridad pasiva si el reactor está apagado (SCRAMed). El accidente de Three Mile Island expuso esta deficiencia de diseño: el reactor y el generador de vapor se apagaron pero, debido a la pérdida de refrigerante, aún sufrieron una fusión parcial. [3]
Los diseños de tercera generación mejoran los diseños anteriores al incorporar características de seguridad pasivas o inherentes [4] que no requieren controles activos o intervención operativa (humana) para evitar accidentes en caso de mal funcionamiento, y pueden depender de diferenciales de presión, gravedad, convección natural o la respuesta natural de los materiales a las altas temperaturas.
En algunos diseños, el núcleo de un reactor reproductor rápido se sumerge en un charco de metal líquido . Si el reactor se sobrecalienta, la expansión térmica del combustible metálico y del revestimiento hace que más neutrones escapen del núcleo y la reacción nuclear en cadena ya no puede sostenerse. La gran masa de metal líquido también actúa como un disipador de calor capaz de absorber el calor de desintegración del núcleo, incluso si los sistemas de refrigeración normales fallaran.
El reactor de lecho de guijarros es un ejemplo de reactor que exhibe un proceso inherentemente seguro que también es capaz de proporcionar un componente de seguridad pasiva para todos los modos operativos. A medida que aumenta la temperatura del combustible , el ensanchamiento Doppler aumenta la probabilidad de que los átomos de U-238 capturen neutrones . Esto reduce la posibilidad de que los neutrones sean capturados por átomos de U-235 e inicien la fisión, reduciendo así la producción de energía del reactor y colocando un límite superior inherente a la temperatura del combustible. La geometría y el diseño de los guijarros de combustible proporcionan un importante componente de seguridad pasiva.
Los reactores de sales fundidas de fluoruro de fluido único presentan radioisótopos fisibles , fértiles y actínidos en enlaces moleculares con el refrigerante de fluoruro . Los enlaces moleculares proporcionan una característica de seguridad pasiva en el sentido de que un evento de pérdida de refrigerante se corresponde con un evento de pérdida de combustible. El combustible de fluoruro fundido no puede alcanzar la criticidad por sí solo, sino que sólo la alcanza mediante la adición de un reflector de neutrones como el grafito pirolítico . La mayor densidad del combustible [5] junto con el refrigerante de fluoruro FLiBe de menor densidad adicional sin combustible proporciona un componente de seguridad pasiva de capa de flotación en el que el grafito de menor densidad que se desprende de las barras de control o de una matriz de inmersión durante una falla mecánica no induce criticidad. El drenaje de los líquidos del reactor impulsado por gravedad proporciona un componente de seguridad pasiva.
Se ha autorizado el uso de reactores de piscina de baja potencia , como el SLOWPOKE y el TRIGA, para su funcionamiento sin supervisión en entornos de investigación, porque a medida que aumenta la temperatura del combustible de hidruro de aleación de uranio poco enriquecido (19,75% U-235), el hidrógeno unido molecularmente al combustible causa el calor se transferirá a los neutrones de fisión a medida que sean expulsados. [6] Este desplazamiento Doppler o endurecimiento del espectro [7] disipa el calor del combustible más rápidamente por toda la piscina cuanto más aumenta la temperatura del combustible, lo que garantiza un enfriamiento rápido del combustible y al mismo tiempo mantiene una temperatura del agua mucho más baja que la del combustible. La transferencia de calor rápida, autodispersante y de alta eficiencia entre hidrógeno y neutrones, en lugar de la ineficiente transferencia de calor entre radionúclidos y agua, garantiza que el combustible no se derrita sólo por accidente. En las variantes de hidruro de aleación de uranio-circonio, el combustible en sí también es químicamente resistente a la corrosión, lo que garantiza un rendimiento de seguridad sostenible de las moléculas del combustible durante toda su vida útil. Una gran extensión de agua y el entorno de hormigón proporcionado por la piscina para que penetren los neutrones de alta energía garantizan que el proceso tenga un alto grado de seguridad intrínseca. El núcleo es visible a través de la piscina y las mediciones de verificación se pueden realizar directamente en los elementos combustibles del núcleo, lo que facilita una vigilancia total y proporciona seguridad contra la proliferación nuclear. Tanto las moléculas de combustible como la superficie abierta de la piscina son componentes de seguridad pasiva. Las implementaciones de calidad de estos diseños son posiblemente los reactores nucleares más seguros.
La Unidad 2 de Three Mile Island no pudo contener alrededor de 480 PBq de gases nobles radiactivos liberados al medio ambiente y alrededor de 120 kL de agua de refrigeración contaminada radiactivamente liberados más allá de la contención hacia un edificio vecino. La válvula de alivio operada por piloto en TMI-2 fue diseñada para cerrarse automáticamente después de aliviar la presión excesiva dentro del reactor hacia un tanque de enfriamiento. Sin embargo, la válvula falló mecánicamente, lo que provocó que el tanque de enfriamiento PORV se llenara y que el diafragma de alivio eventualmente se rompiera hacia el edificio de contención. [8] Las bombas de sumidero del edificio de contención bombearon automáticamente el agua contaminada fuera del edificio de contención. [9] Tanto un PORV en funcionamiento con tanque de enfriamiento como por separado el edificio de contención con sumidero proporcionaron dos capas de seguridad pasiva. Un PORV poco confiable anuló la seguridad pasiva diseñada. El diseño de la planta presentaba solo un indicador de apertura/cierre basado en el estado de su actuador de solenoide, en lugar de un indicador separado de la posición real del PORV. [10] Esto hizo que la confiabilidad mecánica del PORV fuera directamente indeterminada y, por lo tanto, su estado de seguridad pasiva fuera indeterminado. Las bombas de sumidero automáticas y/o la capacidad insuficiente del sumidero de contención anularon la seguridad pasiva diseñada por el edificio de contención.
Los notorios reactores RBMK moderados con grafito y refrigerados por agua del desastre de la central eléctrica de Chernobyl fueron diseñados con un coeficiente de vacío positivo con barras de control de boro en garfios electromagnéticos para controlar la velocidad de reacción. En la medida en que los sistemas de control fueran confiables, este diseño tenía un grado correspondiente de seguridad activa inherente. El reactor no era seguro a bajos niveles de potencia porque un movimiento erróneo de la barra de control tendría un efecto amplificado que iba en contra de la intuición. En cambio, el reactor 4 de Chernobyl se construyó con barras de control de boro accionadas manualmente por grúa y rematadas con la sustancia moderadora, grafito, y un reflector de neutrones . Fue diseñado con un sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) que dependía de la energía de la red o del generador diésel de respaldo para estar operativo. El componente de seguridad del ECCS decididamente no fue pasivo. El diseño presentaba una contención parcial que consistía en una losa de concreto encima y debajo del reactor, con tuberías y varillas penetrantes, un recipiente metálico lleno de gas inerte para mantener el oxígeno alejado del grafito caliente enfriado por agua, un techo a prueba de fuego y las tuberías. debajo del recipiente sellado en cajas secundarias llenas de agua. El techo, la vasija metálica, las losas de hormigón y las cajas de agua son ejemplos de componentes de seguridad pasiva. El techo del complejo de la central eléctrica de Chernobyl estaba hecho de betún, en contra del diseño, lo que lo hacía inflamable. A diferencia del accidente de Three Mile Island , ni las losas de hormigón ni el recipiente metálico pudieron contener una explosión de hidrógeno impulsada por vapor, grafito y oxígeno . Las cajas de agua no pudieron soportar fallas de las tuberías por alta presión. Los componentes de seguridad pasiva diseñados eran inadecuados para cumplir los requisitos de seguridad del sistema.
El ESBWR (reactor económico simplificado de agua en ebullición, un BWR ) de General Electric Company es un diseño que utiliza componentes de seguridad pasiva. En caso de pérdida de refrigerante , no se requiere ninguna acción del operador durante tres días. [11]
El Westinghouse AP1000 ("AP" significa "Advanced Passive") utiliza componentes de seguridad pasiva. En caso de accidente, no se requiere ninguna acción del operador durante 72 horas. [12] Versiones recientes del VVER ruso han agregado un sistema pasivo de eliminación de calor a los sistemas activos existentes, utilizando un sistema de enfriamiento y tanques de agua construidos en la parte superior de la cúpula de contención. [13]
El reactor rápido integral era un reactor reproductor rápido gestionado por el Laboratorio Nacional Argonne . Era un reactor enfriado por sodio capaz de soportar una pérdida de flujo (de refrigerante) sin SCRAM y una pérdida de disipador de calor sin SCRAM . Esto quedó demostrado a lo largo de una serie de pruebas de seguridad en las que el reactor se apagó con éxito sin intervención del operador. El proyecto fue cancelado debido a preocupaciones de proliferación antes de que pudiera copiarse en otro lugar.
El Experimento del reactor de sales fundidas [14] (MSRE) fue un reactor de sales fundidas dirigido por el Laboratorio Nacional de Oak Ridge . Fue moderado con grafito nuclear y la sal refrigerante utilizada fue FLiBe , que también llevaba el combustible de fluoruro de uranio-233 disuelto en él. El MSRE tenía un coeficiente de reactividad de temperatura negativo: a medida que aumentaba la temperatura del FLiBe, se expandía, junto con los iones de uranio que transportaba; esta menor densidad resultó en una reducción de material fisionable en el núcleo, lo que disminuyó la tasa de fisión. Con menos aporte de calor, el resultado neto fue que el reactor se enfriaría. Desde el fondo del núcleo del reactor se extendía una tubería que conducía a tanques de drenaje enfriados pasivamente. La tubería tenía una "válvula de congelación" a lo largo de su longitud, en la que la sal fundida se enfriaba activamente hasta formar un tapón sólido mediante un ventilador que soplaba aire sobre la tubería. Si la vasija del reactor desarrollara un calor excesivo o perdiera energía eléctrica para enfriar el aire, el tapón se derretiría; El FLiBe sería sacado del núcleo del reactor por gravedad hacia tanques de descarga, y la criticidad cesaría cuando la sal perdiera contacto con el moderador de grafito.
El diseño del HTGR de General Atomics presenta un sistema de eliminación de calor de desintegración totalmente pasivo e inherentemente seguro, denominado Sistema de enfriamiento de la cavidad del reactor (RCCS). En este diseño, una serie de conductos de acero recubren la contención de concreto (y por lo tanto rodean la vasija de presión del reactor ) que proporcionan una ruta de flujo para la circulación natural impulsada por el aire desde las chimeneas ubicadas sobre el nivel del suelo. Los derivados de este concepto RCCS (con aire o agua como fluido de trabajo) también han aparecido en otros diseños de reactores refrigerados por gas, incluido el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura japonés, el HTR-10 chino , el PBMR sudafricano y el el GT-MHR ruso . Si bien ninguno de estos diseños se ha comercializado para la generación de energía, la investigación en estas áreas está activa, específicamente en apoyo de la iniciativa Generación IV y los programas NGNP , con instalaciones experimentales en el Laboratorio Nacional Argonne (hogar de la Instalación de Pruebas de Eliminación de Calor de Apagado por Convección Natural, un RCCS refrigerado por aire de escala 1/2) [15] y la Universidad de Wisconsin (donde se separan RCCS refrigerados por aire y agua de escala 1/4). [16] [17]
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