Seguridad nuclear pasiva

La seguridad nuclear pasiva es un enfoque de diseño para las características de seguridad, implementadas en un reactor nuclear , que no requiere ninguna intervención activa por parte del operador ni retroalimentación eléctrica/electrónica para llevar el reactor a un estado de parada segura, en caso de un tipo particular de emergencia (generalmente sobrecalentamiento resultante de una pérdida de refrigerante o pérdida de flujo de refrigerante). Estas características de diseño tienden a depender de la ingeniería de componentes de tal manera que su comportamiento previsto ralentice, en lugar de acelerar, el deterioro del estado del reactor; por lo general, aprovechan fuerzas o fenómenos naturales como la gravedad, la flotabilidad, las diferencias de presión, la conducción o la convección natural del calor para cumplir las funciones de seguridad sin requerir una fuente de energía activa. ^{[ 1 ]} Muchos diseños de reactores comunes más antiguos utilizan sistemas de seguridad pasiva en una medida limitada, en lugar de depender de sistemas de seguridad activa como los motores diésel. Algunos diseños de reactores más nuevos presentan sistemas más pasivos; la motivación es que son altamente confiables y reducen el costo asociado con la instalación y el mantenimiento de sistemas que de otro modo requerirían múltiples trenes de equipos y fuentes de alimentación redundantes de clase de seguridad para lograr el mismo nivel de confiabilidad. Sin embargo, las fuerzas motrices débiles que impulsan muchas características de seguridad pasiva pueden plantear importantes desafíos para la eficacia de un sistema pasivo, particularmente a corto plazo después de un accidente.

La «seguridad pasiva» describe cualquier mecanismo de seguridad cuya activación requiere poca o ninguna energía externa o control humano. Los diseños modernos de reactores se han centrado en aumentar el número de sistemas pasivos para mitigar el riesgo de que se agrave el error humano.

A pesar de la mayor seguridad que proporciona una mayor cobertura mediante sistemas pasivos, todos los reactores nucleares de gran escala actuales requieren sistemas tanto externos (activos) como internos (pasivos). No existen reactores «pasivamente seguros», solo sistemas y componentes. Los sistemas de seguridad se utilizan para mantener el control de la planta si esta se sale de las condiciones normales en caso de incidentes operativos o accidentes previstos, mientras que los sistemas de control se utilizan para operar la planta en condiciones normales. En ocasiones, un sistema combina ambas características. La seguridad pasiva se refiere a los componentes del sistema de seguridad, mientras que la seguridad inherente se refiere al proceso del sistema de control, independientemente de la presencia o ausencia de subsistemas específicos de seguridad.

Un ejemplo de sistema de seguridad con componentes de seguridad pasiva es el recipiente de contención de un reactor nuclear. Las paredes de hormigón y el revestimiento de acero del recipiente ofrecen seguridad pasiva, pero requieren sistemas activos (válvulas, bucles de retroalimentación, instrumentación externa, circuitos de control, etc.) que necesitan alimentación externa y operación humana para funcionar.

El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) clasifica el grado de "seguridad pasiva" de los componentes de la categoría A a la D dependiendo de lo que el sistema no utilice: ^{[ 2 ]}

1. fluido de trabajo sin movimiento
2. sin piezas mecánicas móviles
3. ninguna señal de entrada de 'inteligencia'
4. ninguna entrada de energía externa ni fuerzas

En la categoría A (1+2+3+4) se encuentra el revestimiento del combustible, la capa exterior protectora y no reactiva del pellet de combustible, que no utiliza ninguna de las características anteriores: siempre está cerrado y mantiene el combustible y los productos de fisión en su interior, y no se abre antes de llegar a la planta de reprocesamiento. En la categoría B (2+3+4) se encuentra la línea de sobrepresión, que conecta la rama 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 función. En la categoría C (3+4) se encuentra 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 simple: una vez liberada la barra puede no cumplir su misión: puede atascarse debido a condiciones sísmicas o debido a estructuras del núcleo deformadas. Esto muestra que aunque es un sistema de seguridad pasiva y se ha accionado correctamente, puede no cumplir su misión. Los ingenieros nucleares han tenido esto en cuenta: normalmente solo una parte de las barras caídas son necesarias para apagar el reactor. Ejemplos de sistemas de seguridad con componentes de seguridad pasiva se pueden encontrar en casi todas las centrales nucleares: la contención, los hidroacumuladores en PWR o los sistemas de supresión de presión en 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 función de un sistema de seguridad y que todos los componentes activos (generalmente instrumentación y control y válvulas) de los sistemas funcionan con la energía eléctrica de las baterías.

El OIEA utiliza explícitamente la siguiente salvedad: ^{[ 2 ]}

La pasividad no es sinónimo de fiabilidad ni disponibilidad, y mucho menos de una seguridad adecuada, si bien varios factores potencialmente adversos al rendimiento pueden contrarrestarse más fácilmente mediante un diseño pasivo (percepción pública). Por otro lado, los diseños activos que emplean controles variables permiten una ejecución mucho más precisa de las funciones de seguridad; esto puede resultar especialmente deseable en situaciones de gestión de accidentes.

Las propiedades de respuesta de los reactores nucleares, como el coeficiente de reactividad de temperatura y el coeficiente de reactividad de vacío, se refieren generalmente a la respuesta termodinámica y al 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 presenta un coeficiente de reactividad de vacío negativo poseen una característica de seguridad inherente . Un fallo operativo podría alterar el proceso y hacer que dicho reactor sea inseguro.

Los reactores podrían equiparse con un componente de sistema de seguridad hidráulica que aumenta la presión de entrada del refrigerante (especialmente agua) en respuesta al aumento de la presión de salida del moderador y del refrigerante, sin intervención del sistema de control. Dichos reactores estarían equipados con un componente de seguridad pasiva que, si se diseñara así, podría generar un coeficiente de reactividad de vacío negativo, independientemente de las propiedades operativas del reactor en el que se instale. Esta función solo sería efectiva si respondiera más rápido que un vacío (de vapor) emergente y si los componentes del reactor pudieran soportar el aumento de la presión del refrigerante. Un reactor equipado con ambos mecanismos de seguridad, si se diseñara para interactuar de forma constructiva, constituye un ejemplo de enclavamiento de seguridad . Modos de fallo operativo menos frecuentes podrían inutilizar ambos mecanismos de seguridad y disminuir la seguridad relativa general del reactor.

Una balsa de retención es una parte de un reactor nuclear que se utiliza para contener una eventual fusión del núcleo .

Los sistemas de seguridad tradicionales de los reactores son activos en el sentido de que implican el funcionamiento eléctrico o mecánico de sistemas de control (por ejemplo, bombas de agua a alta presión). Sin embargo, algunos sistemas de reactores de ingeniería operan de forma totalmente pasiva, por ejemplo, mediante válvulas de alivio de presión para controlar la sobrepresión. Aun así, se requieren sistemas redundantes en paralelo. La seguridad inherente y pasiva combinada depende únicamente de fenómenos físicos como las diferencias de presión, la convección, la gravedad o la respuesta natural de los materiales a las altas temperaturas para ralentizar o detener la reacción, y no del funcionamiento de componentes de ingeniería como las bombas de agua a alta presión.

Los reactores de agua a presión y los reactores de agua en ebullición actuales son sistemas diseñados con un mecanismo de seguridad pasiva. En caso de sobrepotencia, al hervir el agua en el núcleo del reactor nuclear , se forman bolsas de vapor . Estas bolsas de vapor absorben menos neutrones , lo que provoca una disminución de la potencia en el interior del reactor. Los experimentos con BORAX y el accidente de fusión del reactor SL-1 demostraron este principio.

Un diseño de reactor cuyo proceso intrínsecamente seguro proporciona directamente un componente de seguridad pasiva durante una condición de falla específica en todos los modos operativos se describe típicamente como relativamente seguro ante esa condición de falla. ^{[ 2 ]} Sin embargo, la mayoría de los reactores actuales refrigerados y moderados por agua, cuando se detienen , no pueden eliminar el calor residual de producción y de decaimiento sin la transferencia de calor del proceso o el sistema de refrigeración activa. En otras palabras, si bien el proceso de transferencia de calor intrínsecamente 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 intrínsecamente seguro no proporciona un componente de seguridad pasiva si el reactor se detiene (SCRAMed). El accidente de Three Mile Island expuso esta deficiencia de diseño: el reactor y el generador de vapor se detuvieron, pero con la pérdida de refrigerante aún sufrió 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 ni intervención operativa (humana) para evitar accidentes en caso de mal funcionamiento, y pueden basarse en diferenciales de presión, gravedad, convección natural o la respuesta natural de los materiales a altas temperaturas.

En algunos diseños, el núcleo de un reactor reproductor rápido se sumerge en una piscina de metal líquido . Si el reactor se sobrecalienta, la dilatación térmica del combustible metálico y el revestimiento provoca que escapen más neutrones del núcleo, y la reacción nuclear en cadena deja de mantenerse. La gran masa de metal líquido también actúa como disipador de calor, capaz de absorber el calor residual del núcleo, incluso si fallaran los sistemas de refrigeración habituales.

El reactor de lecho de guijarros es un ejemplo de reactor que presenta un proceso intrínsecamente seguro y que, además, proporciona un componente de seguridad pasiva para todos los modos de operación. A medida que aumenta la temperatura del combustible , el ensanchamiento Doppler incrementa la probabilidad de que los átomos de U-238 capturen neutrones . Esto reduce la posibilidad de que los átomos de U-235 capturen neutrones e inicien la fisión, disminuyendo así la potencia de salida del reactor y estableciendo 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 un solo fluido presentan radioisótopos fisionables , fértiles y de actínidos en enlaces moleculares con el refrigerante de fluoruro . Estos enlaces moleculares proporcionan una característica de seguridad pasiva, ya que una pérdida de refrigerante se corresponde con una pérdida de combustible. El combustible de fluoruro fundido no puede alcanzar la criticidad por sí mismo, sino que solo 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 la criticidad. El drenaje de los líquidos del reactor impulsado por gravedad proporciona un componente de seguridad pasiva.

Los reactores de piscina de baja potencia , como el SLOWPOKE y el TRIGA, han sido autorizados para operar sin supervisión en entornos de investigación porque, a medida que aumenta la temperatura del combustible de hidruro de aleación de uranio de bajo enriquecimiento (19,75 % U-235), el hidrógeno ligado molecularmente en el combustible provoca la transferencia de calor a los neutrones de fisión a medida que son eyectados. ^{[ 6 ]} Este desplazamiento Doppler o endurecimiento del espectro ^{[ 7 ]} disipa el calor del combustible más rápidamente en toda la piscina a medida que aumenta la temperatura del combustible, asegurando un enfriamiento rápido del combustible mientras se mantiene una temperatura del agua mucho menor que la del combustible. La transferencia de calor hidrógeno-neutrón rápida, autodispersante y de alta eficiencia, en lugar de la transferencia de calor radionucleido -agua ineficiente, asegura que el combustible no pueda fundirse por accidente. En las variantes de hidruro de aleación de uranio-circonio, el propio combustible también es químicamente resistente a la corrosión, lo que garantiza un rendimiento de seguridad sostenible de las moléculas de combustible durante toda su vida útil. Una gran extensión de agua y el revestimiento de hormigón de la piscina, que permite la penetración de neutrones de alta energía, garantizan un alto grado de seguridad intrínseca del proceso. El núcleo es visible a través de la piscina y se pueden realizar mediciones de verificación directamente sobre los elementos combustibles, lo que facilita la vigilancia total y proporciona seguridad contra la proliferación nuclear. Tanto las moléculas de combustible como la amplia superficie de la piscina son componentes de seguridad pasiva. Se podría decir que las implementaciones de calidad de estos diseños dan lugar a los reactores nucleares más seguros.

El reactor ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor, un BWR ) de General Electric Company es un diseño que, según se informa, utiliza componentes de seguridad pasiva. En caso de pérdida de refrigerante , no se requiere ninguna acción del operador durante tres días. ^{[ 8 ]}

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. ^{[ 9 ]} Las versiones recientes del VVER ruso han añadido un sistema de eliminación de calor pasivo a los sistemas activos existentes, utilizando un sistema de refrigeración y tanques de agua construidos sobre la cúpula de contención. ^{[ 10 ]}

El reactor rápido integral era un reactor reproductor rápido operado por el Laboratorio Nacional Argonne . Se trataba de un reactor refrigerado por sodio capaz de soportar la pérdida del flujo de refrigerante sin parada de emergencia y la pérdida de disipación de calor sin parada de emergencia . Esto se demostró 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 se canceló debido a preocupaciones sobre la proliferación antes de que pudiera replicarse en otros lugares.

El Experimento de Reactor de Sales Fundidas ^{[ 11 ]} (MSRE) fue un reactor de sales fundidas operado por el Laboratorio Nacional de Oak Ridge . Fue moderado por grafito nuclear y la sal refrigerante utilizada fue FLiBe , que también contenía el combustible de fluoruro de uranio-233 disuelto en él. El MSRE tenía un coeficiente de temperatura de reactividad negativo: a medida que aumentaba la temperatura del FLiBe, se expandía, junto con los iones de uranio que transportaba; esta disminución de la densidad resultó en una reducción del material fisionable en el núcleo, lo que disminuyó la tasa de fisión. Con un menor aporte de calor, el resultado neto fue que el reactor se enfriaría. Desde la parte inferior 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 un tapón sólido mediante un ventilador que soplaba aire sobre la tubería. Si el recipiente del reactor desarrollaba calor excesivo o perdía energía eléctrica debido a la refrigeración por aire, el tapón se fundiría; El FLiBe sería extraído 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 HTGR de General Atomics incorpora un sistema de eliminación de calor residual totalmente pasivo e intrínsecamente seguro, denominado Sistema de Refrigeración de la Cavidad del Reactor (RCCS). En este diseño, una serie de conductos de acero recubren la contención de hormigón (y, por lo tanto, rodean el recipiente de presión del reactor ), proporcionando una vía de flujo para la circulación natural del aire desde chimeneas situadas sobre el nivel del suelo. Variantes de este concepto RCCS (con aire o agua como fluido de trabajo) también se han utilizado en otros diseños de reactores refrigerados por gas, como el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura japonés, el HTR-10 chino , el PBMR sudafricano y el GT-MHR ruso . Aunque ninguno de estos diseños se ha comercializado para la generación de energía, la investigación en estas áreas es activa, específicamente en apoyo de la iniciativa Generación IV y los programas NGNP , con instalaciones experimentales en el Laboratorio Nacional Argonne (sede de la Instalación de Prueba de Eliminación de Calor por Apagado por Convección Natural, un RCCS refrigerado por aire a escala 1/2) ^{[ 12 ]} y la Universidad de Wisconsin (sede de RCCS refrigerados por aire y agua a escala 1/4 por separado). ^{[ 13 ] [ 14 ]}

La Unidad 2 de Three Mile Island no pudo contener la liberación al medio ambiente de aproximadamente 480 PBq de gases nobles radiactivos ni la liberación de unos 120 kL de agua de refrigeración contaminada radiactivamente fuera del recinto de 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 de la PORV se llenara y que el diafragma de alivio finalmente se rompiera hacia el edificio de contención. ^{[ 15 ]} Las bombas de sumidero del edificio de contención bombearon automáticamente el agua contaminada fuera del edificio de contención. ^{[ 16 ]} Tanto una PORV operativa con tanque de enfriamiento como, por separado, el edificio de contención con sumidero proporcionaban dos niveles de seguridad pasiva. Una PORV poco fiable anuló su 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 de la PORV. ^{[ 17 ]} Esto hizo que la fiabilidad mecánica del PORV fuera directamente indeterminada y, por lo tanto, su estado de seguridad pasiva también lo fue. Las bombas de sumidero automáticas y/o la capacidad insuficiente del sumidero de contención anularon la seguridad pasiva diseñada para el edificio de contención.

Los tristemente célebres reactores RBMK, moderados por grafito y refrigerados por agua, de la central nuclear de Chernóbil, fueron diseñados con un coeficiente de vacío positivo y barras de control de boro sujetas con pinzas electromagnéticas para el control de la velocidad de reacción. En la medida en que los sistemas de control eran fiables, este diseño sí contaba con un grado correspondiente de seguridad inherente activa . El reactor era inseguro a bajos niveles de potencia porque un movimiento erróneo de las barras de control tendría un efecto magnificado de forma contraintuitiva. El reactor 4 de Chernóbil se construyó, en cambio, con barras de control de boro accionadas manualmente por grúas, cuyas puntas estaban recubiertas con grafito, un reflector de neutrones . Fue diseñado con un Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (ECCS) que dependía del suministro eléctrico de la red o del generador diésel de reserva para su funcionamiento. El componente de seguridad del ECCS no era en absoluto pasivo. El diseño incluía una contención parcial compuesta por una losa de hormigón por encima y por debajo del reactor, con tuberías y barras que la atravesaban; un recipiente metálico lleno de gas inerte para mantener el oxígeno alejado del grafito caliente refrigerado por agua; un techo ignífugo; y las tuberías situadas debajo del recipiente selladas en cajas secundarias llenas de agua. El techo, el recipiente metálico, las losas de hormigón y las cajas de agua son ejemplos de componentes de seguridad pasiva. El techo del complejo de la central nuclear de Chernóbil 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 podían contener una explosión de hidrógeno provocada por vapor, grafito y oxígeno . Las cajas de agua no podían soportar la rotura de las tuberías a alta presión. Los componentes de seguridad pasiva, tal como se diseñaron, eran insuficientes para cumplir con los requisitos de seguridad del sistema.

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