María Novo Lourés Vanesa Alonso Silván Carlos Testera González Antonio Sernández Fernández
Antonio González Fernández
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© 2016, Antonio González Fernández Tecnologías nucleares Antonio González Fernández Departamento de Física Aplicada III Universidad de Sevilla Parte 5: Seguridad en reactores nucleares
Transcript of Antonio González Fernández
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Tecnologías nucleares
Antonio González Fernández
Departamento de Física Aplicada III
Universidad de Sevilla
Parte 5: Seguridad en reactores
nucleares
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Los riesgos de una central nuclear
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Para licenciar una central es necesario un análisis de riesgos
Es esencial que no escapen productos radiactivos y,
si escapan, que no lleguen a la población
La seguridad se basa en la presencia de múltiples barreras
1. El propio combustible
Si se derrite escapan todos los gases contenidos
UO2 gaseoso Xe, Rn
2. El recubrimiento de zircalloy
3. Circuito cerrado de refrigerante Incluye filtros
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Más barreras de contención
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4. Vasija del reactor Acero con bajo contenido en carbono
5. Edificio de contenciónSe dimensiona suponiendo que
se vaporiza todo el refrigerante
6. Ubicación de la central Estabilidad geológica
Zonas poco habitadas
7. Planes de evacuación
Simulacros
Rutas de evacuación
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Principios para la seguridad de una
central
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1. El diseño debe ser tal que favorezca al máximo la
seguridad
El coeficiente de temperatura debe ser negativo ante subidas
bruscas de temperatura
Debe haber indicadores redundantes para todas las variables
Debe facilitarse la inspección periódica
Solo deben emplearse materiales testados
También debe ser negativo el coeficiente de vacío
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Principios para la seguridad de una
central (II)
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2. Debe suponerse que van a ocurrir accidentes y planificar
sistemas para minimizar el daño
Deben incluirse sistemas de enfriado de emergencia del núcleo
(ECCS) para el caso de un LOCA
El ECCS debe funcionar independientemente de la central
Debe haber sistemas redundantes de parada de la central
3. Debe suponerse que varios sistemas pueden fallar a la
vez
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Respuesta inmediata en caso de una
pérdida accidental de refrigerante
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En caso de un LOCA
1. Bajan (o suben) las varillas de control (scram)
2. Se pone en marcha el Emergency Core Cooling
System (ECCS)
Sigue produciéndose calor por los productos de fisión
10s: 120MWt Un día: 20MWtDecae exponencialmente
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Fases del ECCS (para un reactor PWR)
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a) Si la presión baja de 15MPa a 10MPa interviene el sistema
de inyección a alta presión
Se toma agua borada de un
tanque y se inyecta en la línea
principal
b) Si hay una ruptura
Un depósito contiene N2 y agua
borada. El N2 empuja el agua.
c) Si baja de 3.5MPa entra la
inyección a baja presión
Se inyecta agua de los depósitos
Se refrigera el edificio
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La escala INES: International Nuclear
Events Scale
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Variables que se miden en la escala INES
(I)
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INES Level People and EnvironmentRadiological Barriers
and ControlDefence-in-Depth
No Safety Significance (Below Scale/Level 0)
Anomaly
Level 1
● Overexposure of a member
of the public in excess of
statutory annual limits.
● Minor problems with safety
components with significant
defence-in-depth remaining.
● Low activity lost or stolen
radioactive source, device or
transport package.
Incident
Level 2
● Exposure of a member of
the public in excess of 10
mSv.
● Exposure of a worker in
excess of the statutory
annual limits.
● Radiation levels in an
operating area of more
than 50 mSv/h.
● Significant contamination
within the facility into an
area not expected by
design.
● Significant failures in
safety provisions but with no
actual consequences.
● Found highly radioactive
sealed orphan source, device
or transport package with
safety provisions intact.
● Inadequate packaging of a
highly radioactive sealed
source.
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Variables que se miden en la escala INES
(II)
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INES Level People and EnvironmentRadiological Barriers
and ControlDefence-in-Depth
Serious
Incident
Level 3
● Exposure in excess of ten
times the statutory annual
limit for workers.
● Non-lethal deterministic
health effect (e.g., burns)
from radiation.
● Exposure rates of more
than 1 Sv/h in an operating
area.
● Severe contamination in
an area not expected by
design, with a low
probability of significant
public exposure.
● Near accident at a nuclear
power plant with no safety
provisions remaining.
● Lost or stolen highly
radioactive sealed source.
● Misdelivered highly
radioactive sealed source
without adequate procedures
in place to handle it.
Accident
with Local
Consequences
Level 4
● Minor release of
radioactive material
unlikely to result in
implementation of planned
countermeasures other than
local food controls.
● At least one death from
radiation
● Fuel melt or damage to
fuel resulting in more than
0.1% release of core
inventory.
● Release of significant
quantities of radioactive
material within an
installation with a high
probability of significant
public exposure.
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Variables que se miden en la escala INES
(III)
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INES Level People and EnvironmentRadiological Barriers
and ControlDefence-in-Depth
Accident with
Wider
Consequences
Level 5
● Limited release of
radioactive material likely
to require implementation
of some planned
countermeasures.
● Several deaths from
radiation.
● Severe damage to reactor core.
● Release of large quantities of
radioactive material within an
installation with a high probability
of significant public exposure. This
could arise from a major criticality
accident or fire.
Serious
Accident
Level 6
● Significant release of
radioactive material likely
to require implementation
of planned
countermeasures.
Major Accident
Level 7
● Major release of
radioactive material with
widespread health and
environmental effects
requiring implementation of
planned and extended
countermeasures.
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Ejemplos de incidentes según la escala
INES
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Nivel 1:
Nivel 2:
Nivel 3:
Nivel 4:
Nivel 5:
Nivel 6:
Nivel 7:
Nivel 0:
Chernobyl (1986) Fukushima (2011)
Kashtym (1957)
Three Mile Island (1979)
Buenos Aires (1983)
Vandellós (1989)
Shika (1999)
TNPC (2008)
Incid
ente
Accid
ente
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Problemas de la escala INES
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Mezcla gravedad con magnitud
No establece categorías a partir del 7
Es demasiado genérica
Es más bien una herramienta publicitaria y de
información al gran público
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Principales accidentes: el síndrome de
China
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Película de 1979
El “síndrome de China” es el
peor caso de un LOCA:
La vasija se llega a fundir y el U
y los productos de fisión
atraviesan el suelo y llegan a las
aguas subterráneas
Se estrenó el 12 de
marzo de 1979
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El accidente de Three Mile Island (28 de
marzo de 1979)
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Central con dos
reactores PWR
La unidad TM-2
906MWe
Puesta en marcha:
30/12/78
Situada cerca de Harrisburg
(Pennsylvania)
A orillas del río
Susquehanna
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El accidente de Three Mile Island (28 de
marzo de 1979)
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Los operarios intentaron
limpiar un filtro del circuito
secundario con agua a presión
La bomba del secundario se
detuvo y las auxiliares fallaron
Dejó de llegar agua al
generador de vapor
Sin forma de desalojar calor, el
núcleo empezó a calentarse
El agua se coló por donde no
debía y atascó una válvula
La presión aumentó
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El accidente de Three Mile Island (28 de
marzo de 1979)
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Se abrió la válvula del
presurizador y se atascó, pero
indicaba “válvula cerrada”
El reactor se detuvo (scram)
El ECCS comenzó a inundar la
vasija
Un operario pensó que ya
estaba llena y desconectaron el
ECCS
Se produjo un LOCA
El nivel de líquido bajó del
borde del combustible
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El accidente de Three Mile Island (28 de
marzo de 1979)
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El líquido entró en ebullición
A las 6:56 se declaró la emergencia
Se formaron gases radiactivos
Se liberó una ligera cantidad de radiación al
ambiente
Los operarios tardaron en darse cuenta de la
gravedad del incidente (lecturas incorrectas
de la presión y del nivel de agua)
Hubo evacuación voluntaria
Resumen Informe
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El accidente de Chernobyl (26 de abril
de 1986)
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El complejo de Chernobyl estaba formado por 4 RBMK-1000
Situado a 20km de la frontera
con Bielorrusia
A orillas
del Prypiat
El rector nº 4 era de 1983
Previstos dos más
Un lago artificial
sirve de refrigerante
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El accidente de Chernobyl (26 de abril
de 1986) (II)
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Para el día 25 se
programó un test de la
autonomía del reactor
Sin alimentación exterior, ¿podría
la central sostener las bombas
antes de que arrancaran los
generadores diésel?
Se desconectó el ECCSSe bajó la potencia al 50%
El regulador decidió que debía posponerse el test
Para cuando se reanudó se había
acumulado Xe, que es un veneno
La potencia bajó por
debajo de lo previsto
Se levantaron las barras de control más de lo permitido
Se desconectó el sistema de scram automático
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El envenenamiento por Xenon
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El 135I es un producto frecuente de fisión (~6%)
I135
53 Xe135
54
𝛽−
𝜏 = 6.58h
El 135I no absorbe neutrones,
pero el 135Xe sí (¡𝜎 ∼ 3Mbarn!)
Cs135
55
𝛽−
𝜏 = 9.14h
Xe136
54
(𝑛, 𝛾)
En estado estacionario la reacción se ajusta y lo que se
produce de 135Xe se compensa con lo que se “quema”
En Chernobyl, el 135I ya estaba de antes, pero no había
nuevos n suficientes para compensar el envenenamiento
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El accidente de Chernobyl (26 de abril
de 1986) (III)
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A las 1:23:04 del 26 de abril comenzó el test
Se generaron burbujas El coeficiente de vacío era positivo
Aumentó la producción de energía
A las 1:23:40 se pulsó el botón de scram
Las barras con extremos de grafito
aumentaron la reactividad
A las 1:23:43 comenzó la fusión del reactor
¿Por qué?
La potencia superó los 30000MWt
Aumentó la presión del vapor Se produjo la 1ª explosión
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El accidente de Chernobyl (26 de abril
de 1986) (IV)
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La explosión voló el bloque superior del reactor
Se paró completamente el flujo
de refrigerante y se vaporizó el
resto (aumentando la reactividad)
Segundos más tarde se produjo
una segunda explosión
Teorías sobre la
segunda explosiónHidrógeno liberado
Más vapor
Explosión nuclear
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El accidente de Chernobyl (26 de abril
de 1986) (V)
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El grafito y otras sustancias
comenzaron a arder
El reactor 3 siguió funcionando
hasta las 5:00
Los operarios continuaron
trabajando en la sala de control
Los bomberos llegaron a las 1:45
A las 6:45 se habían extinguido
El 26 por la tarde ya había muertos
El 27 comenzó la evacuación de zonas vecinas
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Lecciones aprendidas de Chernobyl
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La IAEA realizó dos informes: INSAG-1 e INSAG-7
Coeficiente de vacío
muy positivo
Causas técnicas
Barras de control con
grafito
Incumplimiento de
estándares de seguridad
Culpa de los
operarios
Fallos de
diseño
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El accidente de Fukushima-Daiichi
(marzo de 2011)
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Complejo de 6 reactores BWR A orillas del Pacífico
Puesta en marcha en 1971 Potencia de 4.7GWe
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El accidente de Fukushima-Daiichi
(marzo de 2011) (II)
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El 11 de marzo de 2011 a las 14:46 se produjo el
terremoto/maremoto de Tohoku (o Sendai)
El más intenso registrado en Japón
El 4º más intenso registrado en el
mundo
Movió la isla de Honshu 2.4m
Generó un tsunami con olas de
hasta 40m
Interrumpió el suministro
eléctrico
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El accidente de Fukushima-Daiichi
(marzo de 2011) (III)
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En el momento del seísmo, el reactor 4 no tenía
combustible y los 5 y 6 estaban parados por mantenimiento
Inmediatamente tras el terremoto se realizó el scram de los
reactores 1, 2 y 3 (otros 8 reactores más fueron parados)
El sistema permitió una
parada total de los otros 8
A las 15:40 llegó el tsunami
Superó la barrera de 10m
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El accidente de Fukushima-Daiichi
(marzo de 2011) (IV)
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Desde el momento del
scram funcionaban los
generadores diésel
La mayoría en el sótano
(instrucciones de GE)
Otros en alto, pero no sus
controles
A las 15:41 fallaron los
generadores o sus controles
El tsunami afecto también al combustible almacenado
A las 18:00 el agua del reactor 1 baja
del nivel superior de combustible
A las 19:30 se
inicia la fusión
A las 21:00 comienza la evacuación
En ese momento el flujo
de calor era del 1.5%
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El accidente de Fukushima-Daiichi
(marzo de 2011) (IV)
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Las altas temperaturas provocan una reacción entre el agua
y el zircalloy, liberándose hidrógeno
No fue posible abrir las válvulas
de ventilación eléctricamente
Se abrieron manualmente
demasiado tarde
explota el hidrógeno del reactor 1
14/3 11:15
12/3 15:36
explota el hidrógeno del reactor 3
15/3 06:10 explosión en el reactor 2
15/3 06:12 explosión en el reactor 4
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Niveles de radiación en Fukushima
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La inundación de los reactores
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Tras la fusión de los
reactores, a partir del
12 se procedió a
inundarlos con agua de
mar borada
Las piscinas de
combustible usado
también fueron
refrigeradas con
agua de mar
Daños irreversibles al zircalloy
Nuevas reacciones químicas
Acumulación de sal
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Lecciones tras el accidente de
Fukushima
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La IAEA ha emitido diferentes informes sobre Fukushima
En sus recomendaciones aconseja:
Sistemas pasivos de refrigeración
Tanques sobre la vasija
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Lecciones tras el accidente de
Fukushima (II)
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Refrigeración directa con circulación natural
Spray pasivo
