Largarse

Un SCRAM ( o parada de emergencia) es una parada de emergencia de un reactor nuclear que se efectúa interrumpiendo la reacción de fisión . También es el nombre que recibe el interruptor de parada manual que inicia la parada. En las operaciones de reactores comerciales, este tipo de parada se suele denominar "SCRAM" en los reactores de agua en ebullición y " parada del reactor " en los reactores de agua a presión . En muchos casos, un SCRAM forma parte del procedimiento de parada rutinario que sirve para probar el sistema de parada 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 jerga inglesa que significa irse rápida y urgentemente (como en «scrambling to get away»), y cita esto como la base original y probablemente más precisa para el uso de «scram» en el contexto técnico. ^{[ 1 ]}

A veces se cita a Scram como un acrónimo de safety control rod axe man o safety cut rope axe man (hombre del hacha de la barra de control de seguridad) o safety cut rope axe man (hombre del hacha de la cuerda de seguridad) . Supuestamente, este término fue acuñado por Enrico Fermi cuando supervisó la construcción del primer reactor nuclear del mundo . El núcleo , que se construyó bajo las gradas del 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, apagando el reactor. ^{[ 2 ]} El hombre del hacha en la primera reacción en cadena fue Norman Hilberry . En una carta a Raymond Murray (21 de enero de 1981), Hilberry escribió:

Cuando llegué al balcón aquella tarde del 2 de diciembre de 1942 , me hicieron llegar a la barandilla, me dieron un hacha de bombero bien afilada y me dijeron: "Si las varillas de seguridad no funcionan, corte esa cuerda de manila ". Las varillas de seguridad, como era de esperar, funcionaron, la cuerda no se cortó... No creo haberme sentido nunca tan tonto como entonces. ...No entendí la historia de SCRAM [el hombre del hacha de las varillas de control de seguridad] hasta muchos años después. Entonces, un día, uno de mis compañeros que había estado en la cuadrilla de construcción de Zinn me llamó Sr. Scram. Le pregunté: "¿Por qué?" Y entonces me contó la historia.

Leona Marshall Libby , quien estuvo presente ese día en el Chicago Pile, recordó ^{[ 3 ]} que el término fue acuñado por Volney Wilson, quien dirigió el equipo que diseñó el circuito de la barra de control:

Las barras de seguridad estaban recubiertas con lámina de cadmio, y este metal absorbió tantos neutrones que detuvo la reacción en cadena. Volney Wilson las llamó barras de "descarga". Dijo que la pila se había "descargado", que las barras se habían "descargado" en la pila.

Otros testigos de ese día coincidieron con Libby en atribuirle la palabra "scram" a Wilson. Wellock escribió que Warren Nyer, un estudiante que trabajó en el ensamblaje del montón, también le atribuyó la palabra a Wilson: "La palabra surgió en una conversación que el Dr. Wilson, jefe del grupo de instrumentación y control, estaba teniendo con varios miembros de su grupo", escribió Nyer. "El grupo había decidido tener un botón grande para presionar y accionar tanto las varillas de control como la varilla de seguridad. ¿Cómo llamarlo? '¿Qué hacemos después de presionar el botón?', preguntó alguien. '¡Salir corriendo de aquí!', dijo Wilson. Bill Overbeck, otro miembro del grupo, dijo: 'De acuerdo, lo llamaré SCRAM ' " . ^{[ 4 ]}

Las primeras referencias a "scram" entre el equipo de la Chicago Pile también se asociaron con el circuito de apagado de Wilson y no con Hilberry. En un informe de 1952 de la Comisión de Energía Atómica (AEC) de EE. UU., elaborado por Fermi, la AEC desclasificó información sobre la Chicago Pile. El informe incluye una sección escrita por el equipo de Wilson poco después de que la Chicago Pile lograra una reacción en cadena autosostenida el 2 de diciembre de 1942. Incluye un esquema de cableado del circuito de control de las barras con una línea "SCRAM" claramente etiquetada (véase la imagen de la derecha y las 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, la parada de emergencia se logra insertando grandes cantidades de masa de reactividad negativa en medio del material fisionable para terminar inmediatamente la reacción de fisión. En los reactores de agua ligera , esto se consigue insertando barras de control absorbentes de neutrones en el núcleo, aunque el mecanismo de inserción depende del tipo de reactor. En los reactores de agua a presión, las barras de control se mantienen sobre el núcleo mediante motores eléctricos que resisten tanto su propio peso como un potente resorte. La parada de emergencia está diseñada para liberar las barras de control de dichos motores y permitir 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, de modo que cualquier corte en la corriente eléctrica provoca la inserción inmediata y automática de las barras de control.

En los reactores de agua en ebullición , las barras de control se insertan desde la parte inferior del recipiente del reactor. En este caso, una unidad de control hidráulico con un tanque de almacenamiento presurizado proporciona la fuerza necesaria para insertar rápidamente las barras de control ante cualquier interrupción de la corriente eléctrica. Tanto en los reactores de agua a presión (PWR) como en los de agua en ebullición (BWR) existen sistemas secundarios (e incluso terciarios) que insertan las barras de control en caso de que el sistema de inserción rápida primaria no se active de forma inmediata y completa.

Los absorbentes de neutrones líquidos ( venenos neutrónicos ) también se utilizan en los sistemas de parada rápida de los reactores de agua pesada y ligera. Tras una parada de emergencia, si el reactor (o alguna de sus secciones) no se encuentra por debajo del margen de parada (es decir, si podría volver a un estado crítico debido a la inserción de reactividad positiva por enfriamiento, desintegración del veneno u otras condiciones incontroladas), los operadores pueden inyectar soluciones que contienen venenos neutrónicos directamente en el refrigerante del reactor.

Las soluciones de veneno de neutrones son soluciones acuosas que contienen sustancias químicas que absorben neutrones, como bórax común , poliborato de sodio , ácido bórico o nitrato de gadolinio , lo que provoca una disminución en la multiplicación de neutrones y, por lo tanto, la parada del reactor sin necesidad de utilizar las barras de control. En el reactor PWR, estas soluciones absorbentes de neutrones se almacenan en tanques presurizados (denominados acumuladores) conectados al sistema de refrigeración primario mediante válvulas. Se mantiene un nivel variable de absorbente de neutrones en el refrigerante primario en todo momento, y este nivel se incrementa mediante los acumuladores en caso de que fallen todas las barras de control, lo que hará que el reactor caiga rápidamente por debajo del margen de parada.

En el BWR, los absorbentes de neutrones solubles se encuentran dentro del sistema de control de líquido de reserva , que utiliza bombas de inyección redundantes alimentadas por baterías o, en los modelos más recientes, gas nitrógeno a alta presión para inyectar la solución absorbente de neutrones en la vasija 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 impediría el reinicio del reactor hasta que se eliminaran los depósitos de boro.

En la mayoría de los diseños de reactores, el procedimiento de parada rutinaria también utiliza un sistema de parada de emergencia para insertar las barras de control, ya que es el método más fiable para insertar completamente las barras de control y evita la posibilidad de extraerlas accidentalmente durante o después de la parada.

En un reactor de fusión, existen múltiples opciones para un sistema denominado "plasma scram", que incluyen el corte completo del combustible y el bombardeo con pellets de impurezas criogénicas. ^{[ 8 ] [ 9 ] [ 10 ] [ 11 ]}

La mayoría de los neutrones en un reactor son neutrones rápidos ; 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 el moderador frene los neutrones lo suficiente como para facilitar una reacción sostenida, lo que permite que la inserción de absorbedores de neutrones afecte rápidamente al reactor. ^{[ 12 ]}

Como resultado, una vez que el reactor se ha detenido, la potencia del reactor disminuirá significativamente casi instantáneamente. Una pequeña fracción (alrededor del 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. ^{[ 12 ]}

Debido a fallos en el diseño original de sus barras de control, la parada de emergencia de un reactor RBMK podía elevar su reactividad a niveles peligrosos antes de reducirla. Esto se detectó cuando provocó una sobrecarga de potencia durante la puesta en marcha 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 parada con fallos fatales, tras la activación del sistema de parada AZ-5 por sobrecalentamiento del núcleo. Posteriormente, los reactores RBMK fueron reacondicionados para corregir el fallo o desmantelados.

• Fosa de yodo : un problema en la puesta en marcha de un reactor nuclear. 
• Interruptor de apagado : mecanismo de seguridad para apagar rápidamente un sistema. 
• Reactor nuclear : dispositivo para reacciones nucleares controladas. 
• Sistema de seguridad de reactores nucleares – Sistemas de seguridad nuclear en EE. UU. 
• Sergey Preminin – marinero soviético ruso (1965–1986) , galardonado póstumamente con el título de Héroe de la Federación Rusa por realizar un SCRAM manual a bordo del submarino K-219 en 1986. 
• Desastre de Chernóbil : accidente nuclear ocurrido en 1986 en la Unión Soviética. 

• Glosario de la NRC: Scram
• Entrada " Scram Switch " en el archivo de jerga.