Los tres objetivos principales de los sistemas de seguridad de los reactores nucleares , según los define la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. , son apagar el reactor, mantenerlo en condiciones de parada y evitar la liberación de material radiactivo. [1]
Un sistema de protección del reactor está diseñado para detener inmediatamente la reacción nuclear. Al romperse la reacción nuclear en cadena , se elimina la fuente de calor. Luego se pueden utilizar otros sistemas para eliminar el calor de desintegración del núcleo. Todas las centrales nucleares tienen algún tipo de sistema de protección del reactor.
Las barras de control son una serie de varillas que se pueden insertar rápidamente en el núcleo del reactor para absorber neutrones y terminar rápidamente la reacción nuclear. [2] Por lo general, están compuestos de actínidos , lantánidos , metales de transición y boro , [3] en diversas aleaciones con soporte estructural como el acero. Además de ser absorbentes de neutrones, las aleaciones utilizadas también deben tener al menos un bajo coeficiente de expansión térmica para que no se atasquen bajo altas temperaturas, y tienen que ser autolubricantes metal sobre metal, porque a las temperaturas experimentadas por los núcleos de los reactores nucleares, la lubricación con aceite se estropearía demasiado rápido.
Los reactores de agua en ebullición pueden PARAR el reactor completamente con la ayuda de sus barras de control. [2] En el caso de un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), la pérdida de agua del sistema de refrigeración primario se puede compensar con agua normal bombeada al circuito de refrigeración. Por otro lado, el sistema de control de líquido de reserva (SLC) (SLCS) consiste en una solución que contiene ácido bórico , que actúa como un veneno de neutrones e inunda rápidamente el núcleo en caso de problemas con la parada de la reacción en cadena. [4]
Los reactores de agua a presión también pueden PARAR el reactor por completo con la ayuda de sus barras de control. Los PWR también utilizan ácido bórico para realizar ajustes finos al nivel de potencia del reactor, o reactividad, utilizando su Sistema de Control de Volumen y Químico (CVCS). [5] En el caso de LOCA, los PWR tienen tres fuentes de agua de refrigeración de respaldo: inyección de alta presión (HPI), inyección de baja presión (LPI) y tanques de inundación centrales (CFT). [6] Todos utilizan agua con una alta concentración de boro.
El sistema de agua de servicio esencial (ESWS) hace circular el agua que enfría los intercambiadores de calor de la planta y otros componentes antes de disipar el calor al medio ambiente. Debido a que esto incluye enfriar los sistemas que eliminan el calor de desintegración tanto del sistema primario como de los estanques de enfriamiento de las barras de combustible gastado , el ESWS es un sistema crítico para la seguridad. [7] Dado que el agua se extrae frecuentemente de un río adyacente, el mar u otra gran masa de agua, el sistema puede verse contaminado por algas, organismos marinos, contaminación por petróleo, hielo y escombros. [7] [8] En lugares sin una gran masa de agua para disipar el calor, el agua se recircula a través de una torre de enfriamiento .
La falla de la mitad de las bombas ESWS fue uno de los factores que puso en peligro la seguridad en la inundación de la central nuclear de Blayais en 1999 , [9] [10] mientras que se produjo una pérdida total durante los accidentes nucleares de Fukushima I y Fukushima II en 2011. [10 ] [11]
Los sistemas de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) están diseñados para apagar de manera segura un reactor nuclear durante condiciones de accidente. El ECCS permite que la planta responda a una variedad de condiciones de accidente (por ejemplo, LOCA ) y además introduce redundancia para que la planta pueda cerrarse incluso con una o más fallas del subsistema. En la mayoría de las plantas, ECCS se compone de los siguientes sistemas:
El sistema de inyección de refrigerante a alta presión (HPCI) consta de una bomba o bombas que tienen suficiente presión para inyectar refrigerante en la vasija del reactor mientras está presurizado. Está diseñado para controlar el nivel de refrigerante en la vasija del reactor e inyectar refrigerante automáticamente cuando el nivel cae por debajo de un umbral. Este sistema suele ser la primera línea de defensa de un reactor, ya que puede utilizarse mientras la vasija del reactor todavía está muy presurizada.
El sistema de despresurización automática (ADS) consta de una serie de válvulas que se abren para ventilar el vapor a varios pies por debajo de la superficie de una gran piscina de agua líquida (conocida como pozo húmedo o toro) en contenciones de tipo supresión de presión (normalmente utilizadas en reactores de agua en ebullición). diseños), o directamente en la estructura de contención primaria en otros tipos de contención, como contenciones grandes secas o con condensadores de hielo (usadas típicamente en diseños de reactores de agua a presión). El accionamiento de estas válvulas despresuriza la vasija del reactor y permite el funcionamiento de sistemas de inyección de refrigerante de menor presión, que tienen capacidades muy grandes en comparación con los sistemas de alta presión. Algunos sistemas de despresurización funcionan de forma automática, mientras que otros pueden requerir que los operadores los activen manualmente. En los reactores de agua a presión con grandes contenciones de condensador seco o de hielo, las válvulas del sistema se denominan válvulas de alivio operadas por piloto .
Un LPCI es un sistema de emergencia que consta de una bomba que inyecta un refrigerante en la vasija del reactor una vez que éste ha sido despresurizado. En algunas centrales nucleares, un LPCI es un modo de funcionamiento de un sistema de eliminación de calor residual, también conocido como RHR o RHS, pero generalmente se denomina LPCI. Tampoco es una válvula o sistema independiente.
Este sistema utiliza rociadores (tubos equipados con una serie de pequeñas boquillas rociadoras) dentro de la vasija de presión del reactor para rociar agua directamente sobre las barras de combustible, suprimiendo la generación de vapor. Los diseños de reactores pueden incluir pulverización del núcleo en modos de alta y baja presión.
Este sistema consta de una serie de bombas y rociadores que rocían refrigerante en la parte superior de la estructura de contención primaria. Está diseñado para condensar el vapor en líquido dentro de la estructura de contención primaria para evitar la sobrepresión y la sobretemperatura, que podrían provocar fugas, seguidas de una despresurización involuntaria.
Este sistema suele estar impulsado por una turbina de vapor para proporcionar suficiente agua para enfriar de forma segura el reactor si el edificio del reactor está aislado de los edificios de control y turbina. Las bombas de enfriamiento impulsadas por turbinas de vapor con controles neumáticos pueden funcionar a velocidades ajustables controladas mecánicamente, sin energía de batería, generador de emergencia o energía eléctrica externa. El sistema de enfriamiento de aislamiento es un sistema defensivo contra una condición conocida como apagón de la estación. Este sistema no forma parte del ECCS y no tiene una función de accidente por bajo nivel de refrigerante. Para los reactores de agua a presión, este sistema actúa en el circuito secundario de refrigeración y se denomina sistema auxiliar de alimentación de agua accionado por turbina .
En condiciones normales, las centrales nucleares reciben energía del generador. Sin embargo, durante un accidente una planta puede perder el acceso a este suministro de energía y, por lo tanto, puede verse obligada a generar su propia energía para alimentar sus sistemas de emergencia. Estos sistemas eléctricos suelen estar compuestos por generadores diésel y baterías .
Se emplean generadores diésel para alimentar el sitio durante situaciones de emergencia. Por lo general, tienen un tamaño tal que uno solo puede proporcionar toda la energía necesaria para que una instalación se cierre durante una emergencia. Las instalaciones cuentan con múltiples generadores para redundancia. Además, los sistemas necesarios para apagar el reactor tienen fuentes eléctricas separadas (a menudo generadores separados) para que no afecten la capacidad de parada.
La pérdida de energía eléctrica puede ocurrir repentinamente y dañar o socavar el equipo. Para evitar daños, los motogeneradores se pueden atar a volantes que pueden proporcionar energía eléctrica ininterrumpida a los equipos durante un breve período. A menudo se utilizan para proporcionar energía eléctrica hasta que el suministro eléctrico de la planta pueda cambiarse a las baterías y/o a los generadores diésel.
Las baterías suelen formar el sistema eléctrico de respaldo redundante final y también son capaces de proporcionar suficiente energía eléctrica para apagar una planta.
Los sistemas de contención están diseñados para evitar la liberación de material radiactivo al medio ambiente.
El revestimiento de combustible es la primera capa de protección alrededor del combustible nuclear y está diseñado para proteger el combustible de la corrosión que esparciría el material combustible por todo el circuito de refrigeración del reactor. En la mayoría de los reactores toma la forma de una capa metálica o cerámica sellada. También sirve para atrapar productos de fisión, especialmente aquellos que son gaseosos a la temperatura de funcionamiento del reactor , como el criptón , el xenón y el yodo . El revestimiento no constituye un blindaje y debe diseñarse de forma que absorba la menor radiación posible. Por este motivo, se utilizan materiales como el magnesio y el circonio por sus secciones transversales de baja captura de neutrones .
La vasija del reactor es la primera capa de protección alrededor del combustible nuclear y normalmente está diseñada para atrapar la mayor parte de la radiación liberada durante una reacción nuclear. La vasija del reactor también está diseñada para soportar altas presiones.
El sistema de contención primaria generalmente consiste en una gran estructura de metal y/o concreto (a menudo con forma cilíndrica o de bulbo) que contiene la vasija del reactor. En la mayoría de los reactores también se encuentran los sistemas radiactivamente contaminados. El sistema de contención primaria está diseñado para soportar fuertes presiones internas resultantes de una fuga o despresurización intencional de la vasija del reactor.
Algunas plantas cuentan con un sistema de contención secundario que abarca el sistema primario. Esto es muy común en los BWR porque la mayoría de los sistemas de vapor, incluida la turbina, contienen materiales radiactivos.
En caso de una fusión total, lo más probable es que el combustible termine en el piso de concreto del edificio de contención primaria. El hormigón puede soportar una gran cantidad de calor, por lo que el grueso suelo de hormigón plano del confinamiento primario suele ser suficiente protección contra el llamado síndrome de China . La planta de Chernobyl no tenía un edificio de contención, pero el núcleo finalmente fue detenido por los cimientos de hormigón. Debido a la preocupación de que el núcleo se derritiera a través del hormigón, se inventó un " dispositivo de captura de núcleos " y rápidamente se cavó una mina debajo de la planta con la intención de instalar dicho dispositivo. El dispositivo contiene una cantidad de metal diseñada para fundirse, diluyendo el corio y aumentando su conductividad térmica; La masa metálica diluida podría luego enfriarse mediante agua que circulara por el suelo. Hoy en día, todos los reactores nuevos de diseño ruso están equipados con recogedores de núcleos en la parte inferior del edificio de contención. [12]
Los reactores AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR y Atmea I tienen captadores de núcleos. [ cita necesaria ]
El ABWR tiene una gruesa capa de piso de concreto basáltico diseñado específicamente para atrapar el núcleo. [13]
Un sistema de tratamiento de gas de reserva (SGTS) es parte del sistema de contención secundario. El sistema SGTS filtra y bombea aire desde la contención secundaria al medio ambiente y mantiene una presión negativa dentro de la contención secundaria para limitar la liberación de material radiactivo.
Cada tren SGTS generalmente consta de un eliminador de niebla/filtro de desbaste; un calentador eléctrico; un prefiltro; dos filtros absolutos ( HEPA ); un filtro de carbón activado ; un extractor de aire; y válvulas, conductos, amortiguadores, instrumentación y controles asociados. Las señales que activan el sistema SGTS son específicas de la planta; sin embargo, los disparos automáticos generalmente están asociados con los calentadores eléctricos y una condición de alta temperatura en los filtros de carbón.
En caso de una liberación radiactiva, la mayoría de las plantas tienen un sistema diseñado para eliminar la radiactividad del aire para reducir los efectos de la liberación de radiactividad en los empleados y el público. Este sistema generalmente consiste en ventilación de contención que elimina la radioactividad y el vapor de la contención primaria. La ventilación de la sala de control garantiza que los operadores de la planta estén protegidos. Este sistema suele constar de filtros de carbón activado que eliminan los isótopos radiactivos del aire.
Para el piso inferior del pozo seco se asumió concreto basáltico, con un contenido de carbonato de calcio de aproximadamente 4 por ciento en peso.