Un apagado de emergencia o SCRAM es un apagado de emergencia de un reactor nuclear que se efectúa poniendo fin de inmediato a la reacción de fisión . También es el nombre que se le da al interruptor de apagado operado manualmente que inicia el apagado. En las operaciones de reactores comerciales, este tipo de apagado se conoce a menudo como "apagado de emergencia" en los reactores de agua en ebullición , " desconexión del reactor " en los reactores de agua presurizada y "EPIS" en un reactor CANDU . En muchos casos, un apagado de emergencia es parte del procedimiento de apagado de rutina que sirve para probar el sistema de apagado de emergencia.
No existe un origen definitivo para el término. El historiador de la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos , Tom Wellock, señala que "scram" es una expresión coloquial del idioma inglés que significa "salir de inmediato y con urgencia", y cita esta expresión como la base original y probablemente más precisa para el uso de "scram" en el contexto técnico. [1]
En ocasiones, se cita el acrónimo de " hombre con hacha con barra de control de seguridad" o "hombre con hacha con cuerda cortada de seguridad" . Supuestamente, esta expresión fue acuñada por Enrico Fermi cuando supervisó la construcción del primer reactor nuclear del mundo . El núcleo , que se construyó bajo los asientos para espectadores en el Stagg Field de la Universidad de Chicago , tenía una barra de control real atada a una cuerda con un hombre con un hacha de pie junto a ella; cortar la cuerda significaría que las barras caerían por gravedad en el núcleo del reactor, apagándolo. [2] El hombre con hacha en la primera reacción en cadena fue Norman Hilberry . En una carta a Raymond Murray (21 de enero de 1981), Hilberry escribió:
Cuando aparecí en el balcón aquella tarde del 2 de diciembre de 1942 , me llevaron hasta la barandilla del balcón, me dieron un hacha de bombero bien afilada y me dijeron: "Si las barras de seguridad no funcionan, corte esa cuerda de manila ". Las barras de seguridad, no hace falta decirlo, funcionaron, la cuerda no se cortó... No creo que me haya sentido nunca tan tonto como me sentí entonces... No me enteré de la historia del SCRAM [el hombre del hacha con barra de seguridad] hasta muchos años después del hecho. Entonces, un día, uno de mis compañeros que había estado en el equipo de construcción de Zinn me llamó Sr. Scram. Le pregunté: "¿Cómo es eso?" Y entonces me contó la historia.
Leona Marshall Libby , que estuvo presente ese día en el Chicago Pile, recordó [3] que el término fue acuñado por Volney Wilson, quien dirigió el equipo que diseñó los circuitos de las barras de control:
Las barras de seguridad estaban recubiertas con una lámina de cadmio, y este metal absorbió tantos neutrones que se detuvo la reacción en cadena. Volney Wilson las llamó barras "de choque". Dijo que la pila se había "chocado", las barras se habían "chocado" contra la pila.
Otros testigos de ese día coincidieron con Libby en que la palabra "lárgate" se la atribuyó a Wilson. Wellock escribió que Warren Nyer, un estudiante que trabajó en el montaje de la pila, también atribuyó la palabra a Wilson: "La palabra surgió en una discusión que el Dr. Wilson, que era el jefe del grupo de instrumentación y controles, estaba teniendo con varios miembros de su grupo", escribió Nyer. "El grupo había decidido tener un gran botón para presionar y accionar tanto las barras de control como la barra de seguridad. ¿Cómo lo etiquetarían? '¿Qué hacemos después de presionar el botón?', preguntó alguien. '¡Largo de aquí!', dijo Wilson. Bill Overbeck, otro miembro de ese grupo, dijo: 'Está bien, lo etiquetaré como lárgate'". [4]
Las primeras referencias a la palabra "scram" entre el equipo de Chicago Pile también se asociaron con el circuito de apagado de Wilson y no con el de Hilberry. En un informe de la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos (AEC) de 1952 elaborado por Fermi, la AEC desclasificó información sobre Chicago Pile. El informe incluye una sección escrita por el equipo de Wilson poco después de que Chicago Pile lograra una reacción en cadena autosostenida el 2 de diciembre de 1942. Incluye un esquema de cableado del circuito de control de barras con una línea "SCRAM" claramente etiquetada (ver imagen a la derecha y páginas 37 y 48). [5]
El nombre ruso, AZ-5 ( АЗ-5 , en cirílico ), es una abreviatura de аварийная защита 5-й категории ( avariynaya zashhchita 5-y kategorii ), que se traduce como "protección de emergencia de la quinta categoría" en inglés. [6]
En cualquier reactor, se logra un estancamiento insertando grandes cantidades de masa de reactividad negativa en medio del material fisible, para terminar inmediatamente la reacción de fisión. En los reactores de agua ligera , esto se logra insertando barras de control que absorben neutrones en el núcleo, aunque el mecanismo por el cual se insertan las barras depende del tipo de reactor. En los reactores de agua presurizada, las barras de control se mantienen sobre el núcleo del reactor mediante motores eléctricos contra su propio peso y un poderoso resorte. Un estancamiento está diseñado para liberar las barras de control de esos motores y permite que su peso y el resorte las impulsen hacia el núcleo del reactor, deteniendo rápidamente la reacción nuclear al absorber los neutrones liberados. Otro diseño utiliza electroimanes para mantener las barras suspendidas, y cualquier corte a la corriente eléctrica da como resultado una inserción inmediata y automática de la barra de control.
En los reactores de agua en ebullición , las barras de control se insertan desde abajo del recipiente del reactor. En este caso, una unidad de control hidráulica con un tanque de almacenamiento presurizado proporciona la fuerza para insertar rápidamente las barras de control en caso de interrupción de la corriente eléctrica. Tanto en los reactores de agua a presión como en los reactores de agua de barril existen sistemas secundarios (y a menudo incluso sistemas terciarios) que insertarán las barras de control en caso de que la inserción rápida primaria no se active de manera rápida y completa.
Los absorbedores de neutrones líquidos ( venenos de neutrones ) también se utilizan en sistemas de parada rápida para reactores de agua pesada y ligera. Después de una parada, si el reactor (o sección(es) del mismo) no están por debajo del margen de parada (es decir, podrían volver a un estado crítico debido a la inserción de reactividad positiva por enfriamiento, desintegración de veneno u otras condiciones no controladas), los operadores pueden inyectar soluciones que contengan venenos de neutrones directamente en el refrigerante del reactor.
Las soluciones de veneno de neutrones son soluciones a base de agua que contienen sustancias químicas que absorben neutrones, como el bórax doméstico común , el poliborato de sodio , el ácido bórico o el nitrato de gadolinio , lo que provoca una disminución de la multiplicación de neutrones y, por lo tanto, apaga el reactor sin usar las barras de control. En el reactor de agua a presión, estas soluciones absorbentes de neutrones se almacenan en tanques presurizados (llamados acumuladores) que están conectados al sistema de refrigeración primario a través de válvulas. Un nivel variable de absorbente de neutrones se mantiene dentro del refrigerante primario en todo momento y se aumenta utilizando los acumuladores en caso de que falle la inserción de todas las barras de control, lo que llevará rápidamente al reactor por debajo del margen de apagado.
En el BWR, los absorbedores de neutrones solubles se encuentran dentro del sistema de control de líquido de reserva , que utiliza bombas de inyección redundantes operadas por batería o, en los modelos más recientes, gas nitrógeno a alta presión para inyectar la solución absorbente de neutrones en el recipiente del reactor contra cualquier presión interna. Debido a que pueden retrasar el reinicio de un reactor, estos sistemas solo se utilizan para apagar el reactor si falla la inserción de la barra de control. Esta preocupación es especialmente significativa en un BWR, donde la inyección de boro líquido causaría la precipitación de compuestos de boro sólido en el revestimiento del combustible, [7] lo que evitaría que el reactor se reiniciara hasta que se eliminaran los depósitos de boro.
En la mayoría de los diseños de reactores, el procedimiento de apagado de rutina también utiliza un dispositivo de parada para insertar las barras de control, ya que es el método más confiable para insertar completamente las barras de control y evita la posibilidad de retirarlas accidentalmente durante o después del apagado.
La mayoría de los neutrones en un reactor son neutrones instantáneos , es decir, neutrones producidos directamente por una reacción de fisión. Estos neutrones se mueven a alta velocidad , por lo que es probable que escapen al moderador antes de ser capturados . En promedio, se necesitan unos 13 μs para que los neutrones sean ralentizados por el moderador lo suficiente como para facilitar una reacción sostenida, lo que permite la inserción de absorbedores de neutrones para afectar al reactor rápidamente. [8]
Como resultado, una vez que se ha parado el reactor, la potencia del mismo caerá significativamente casi instantáneamente. Una pequeña fracción (aproximadamente el 0,65%) de los neutrones en un reactor de potencia típico proviene de la desintegración radiactiva de un producto de fisión. Estos neutrones retardados , que se emiten a velocidades más bajas, limitarán la velocidad a la que se apagará un reactor nuclear. [8]
Debido a fallas en el diseño original de la barra de control, la parada de emergencia de un reactor RBMK podría elevar la reactividad a niveles peligrosos antes de reducirla. Esto se observó cuando causó una subida de tensión en el arranque de la Unidad 1 de la Central Nuclear de Ignalina , en 1983. El 26 de abril de 1986, se produjo el desastre de Chernóbil debido a un sistema de apagado fatalmente defectuoso, después de que se iniciara el sistema de apagado AZ-5 tras un sobrecalentamiento del núcleo. Posteriormente, los reactores RBMK fueron reacondicionados para compensar la falla o fueron desmantelados.
No todo el calor de un reactor nuclear se genera por la reacción en cadena que un apagado está diseñado para detener. En el caso de un reactor que se apaga después de mantener un nivel de potencia constante durante un período prolongado (superior a 100 horas), alrededor del 7 % de la potencia en estado estacionario permanecerá después del apagado inicial debido a la desintegración de los productos de fisión que no se puede detener. En el caso de un reactor que no ha tenido un historial de potencia constante, el porcentaje exacto se determina por las concentraciones y las vidas medias de los productos de fisión individuales en el núcleo en el momento del apagado.
La energía producida por el calor de desintegración disminuye a medida que se desintegran los productos de fisión, pero es lo suficientemente grande como para que si no se elimina el calor de desintegración, la temperatura del núcleo del reactor pueda aumentar a niveles peligrosos y haya causado accidentes nucleares , incluidos los de Three Mile Island y Fukushima I.
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