as centrales nucleares son básicamente es tac io ne s d e ge ne ra ci ón tér m ica s convencionales cuya fuente de calor ha sido reemplazada por un reactor nuclear. Algunos de los principales sistemas de una central nuclear son su reactor, el edificio de contención, el circuito de vapor y potencia, y el sistema de refrigeración del núcleo.
Reactores Nucleares
Un reactor nuclear es el espacio confinado y controlado donde ocurren las reacciones de fisión nuclear.
Sus componentes principales son el recipiente de presión, el núcleo, el moderador y las barras de control.
Las condiciones al interior del recipiente de presión permiten elevar la temperatura del refrigerante lo suficiente para producir vapor saturado o sobrecalentado acorde al diseño. El núcleo del reactor es un arreglo de barras de combustible expuestas a la fisión, siendo este un proceso exotérmico.
Estas barras son tubos de aleación de circonio sellados herméticamente. En su interior se encuentra el combustible en forma de pequeñas pastillas.
En ellas los n úcleos de uran io son bombardeados por neutrones con su consiguiente ruptura y liberación de más neutrones.
Para que ésta reacción se pueda autosustentar en el tiempo, es necesario que el combustible nuclear cuente con una cantidad mínima de uranio fisionable.
Este proceso se conoce como enriquecimiento, y consiste en aumentar la proporción de sobre el .
Pese al enriquecimiento, se debe procurar que la probabilidad de que un neutrón colisione con un núcleo de sea suficientemente alta. Esto se logra disminuyendo la velocidad de los neutrones por medio de un material llamado moderador. En la actualidad se utiliza agua liviana o pesada como moderador.
La regulación de la cantidad de reacciones que ocurren, y como consiguiente la potencia térmica liberada, descansa en las barras de control. Estas se construyen de materiales que absorben o retienen neutrones, como por ejemplo boro o cadmio.
La regulación se logra descendiendo una cierta cantidad de barras total o parcialmente controlando la cantidad de neutrones de fisión.
Las centrales nucleares son instalaciones de bajo riesgo y mínimas emisiones. Sin embargo han sido
marginadas de una correcta discusión pública.
Seguridad en Centrales Nucleares
Autor: Leonardo Verdugo - Ingeniero Civil Mecánico
Barras y pastillas de combustible
Las pastillas de combustible se incertan en tubos herméticos. Estos se agrupan en arreglos para permitir el flujo de refrigerante.
Circuito de Vapor
Está compuesto principalmente del generador de vapor, líneas de trasporte, turbinas, condensador y bombas.
En los ciclos indirectos como los PWR, el generador de vapor es independiente del reactor. Esto permite que los fluidos radiactivos se mantengan dentro del edificio de contención. Los ciclos directos como el BWR (Reactor de Agua a Presión) prescinden de un generador de vapor independiente, haciéndolos más sencillos.
Sin embargo el agua debe ser extremadamente pura para evitar que contaminen las líneas, turbinas, y otros equipos.
Refrigeración del Núcleo
Este sistema tiene como finalidad extraer el calor del núcleo para generar vapor. Cuando la generación es indirecta, el refrigerante circula en un circuito primario separado del circuito de vapor.
En las centrales de generación directa el refrigerante se evapora en el recipiente de presión.
Sistemas de Seguridad
Un sistema de seguridad es un conjunto de sistemas y componentes que actúan en conjunto para evitar un accidente.
Las centrales nucleares tienen tres sistemas de seguridad vitales: extinción, refrigeración de
Tipos de Reactores de Potencia
Los reactores pueden ser clasificados según su refrigerante, moderador y el ciclo de generación de vapor (Tabla 1).
De ellas la clasificación más importante es según el ciclo de generación de vapor. En los reactores de generación directa, el refrigerante es transformado en vapor en su interior.
Cuando el refrigerante es utilizado para evaporar un segundo fluido se habla de generación indirecta o ciclo binario.
En la actualidad, el tipo más utilizado es el PWR o Reactor de Agua a Presión, no obstante, es posible encontrar reactores en funcionamiento de los más diversos tipos, principalmente debido a su gran vida útil, superior a 30 años. .
Edificio de Contención
El edificio tiene la función de contener cualquier fuga de material radiactivo.
La presión interna es hipobárica, por lo tanto en caso de fisura del edificio los gases radiactivos producto de una fuga se mantienen en su interior.
Esta condición se mantiene extrayendo aire de su interior y liberándolo a la atmósfera, previo filtrado para evitar cualquier tipo de contaminación al medioambiente.
La estructura está compuesta de dos o más casquetes. Los de hormigón tienen más de 2 m de espesor, con capacidad de resistir sismos, incendios e impactos de gran magnitud.
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Algunos tipos de reactores nucleares actualmente en funcionamiento. El más utilizado es el PWR. Los RBMK (utilizado en Chernobyl) se consideran inseguros por lo que no se construyen en la actualidad y no deben estar en operación.
Tabla 1: TIPOS DE REACTORES DE POTENCIA
SIGLA COMBUSTIBLE REFRIGERANTEPRIMARIO MODERADOR GENERACIONCICLO DE DE VAPOR REACTOR DE AGUA A PRESIÓN PWR (Pressurized
Water Reactor) Agua Agua Indirecta
BWR (Boiling
Water Reactor) Agua Agua Directa
PHWR (Pressurized Heavy
Water Reactor)
Dióxido de uranio
natural Agua Pesada Agua Pesada Indirecta AGR– MAGNOX
(Advanced Gas
cooled Reactor) Gráfito Indirecta
RBMK (Reaktor Bolshoy
Moshchnosti Kanalniy) Agua Directa
REACTOR DE AGUA EN EBULLlCIÓN REACTOR DE AGUA PESADA REACTOR DE REFRIGERADO CON GAS REACTOR DE GRAN POTENCIA
DEL TIPO CANAL Gráfito
Dióxido de uranio enriquecido Dióxido de uranio enriquecido Uranio natural y enriquecido Dióxido de uranio enriquecido NOMBRE
emergencia del núcleo y contención. .
El sistema de extinción detiene las reacciones de fisión en el núcleo en el caso en que se detecten parámetros de funcionamiento que comprometan su integridad.
La refrigeración de emergencia extrae el calor generado en el núcleo en caso de fallar la refrigeración primaria.
El sistema de contención evita la dispersión de los productos de la fisión cuando fallan las primeras barreras, involucra al edificio de contención, el reactor y todos los componentes que eviten la fuga del material.
El Concepto de Riesgo
El palabra “riesgo” es profusamente utilizada en diversos ámbitos. Sin embargo no es fácil encontrar claridad y precisión en su concepto. Una definición técnica que permite su cuantificación es:
Riesgo = Frecuencia Consecuencia .
Por lo tanto, si un accidente ocurre estadísticamente cada 20 años y sus consecuencias se estiman en 10 heridos, el riesgo es de 0,5 [heridos/año].
Cuando la frecuencia de un accidente es muy baja, un nuevo evento afecta significativamente su riesgo.
Por otro lado, la cuantificación de la magnitud de sus consecuencias es siempre relativa y discutible.
En el gráfico (Fig. 1) es posible observar el riesgo de las centrales nucleares respecto a otras industrias, siendo el menor de todos.
Algunos Enfoques
En los primeros años las centrales nucleares se diseñaban según el criterio del “máximo accidente creíble”.
Los sistemas de seguridad debían ser capaces de controlar este evento teórico. No se consideraba posible la ocurrencia de un accidente de mayor gravedad.
La lógica de dicho enfoque es: “si el sistema
de seguridad sobrevive, entonces actúa”.
Gran número de centrales fueron diseñadas basadas en dichos criterios, lo cual no implica que sean inseguras.
Paulatinamente surgió la inquietud de evaluar la posibilidad de que estos eventos ocurriesen y cuáles serían sus consecuencias en la población.
Estudios publicados en EE.UU., el Reino Unido y Alemania propusieron fijar cotas límites de riesgo aceptado para la población colindante a las centrales.
El límite de esta cota fue concebido como la cantidad de radiación que puede recibir una persona sin constituir un riesgo para su salud.
La generación de energía eléctrica es similar a un ciclo convencional térmico, donde el generador de vapor es un reactor de fisión.
Edificio de Contención Circuito de Vapor
Circuito de Refrigeración
Turbina Generador
Bomba de Refrigeración Bomba de Alimentación Evaporador
Barras de Control
Reactor Condensador
El Árbol de Fallas
La escasa cantidad de accidentes de magnitud en plantas nucleares impide la obtención de probabilidades de falla de sistemas completos en forma certera.
De esta manera se genera la necesidad de utilizar una herramienta que permita calcular el riesgo de una central a partir de los datos disponibles.
El árbol de fallas permite lograr dicho objetivo gracias a que sigue la lógica de observar las cadenas de pequeños eventos que pueden desatar un accidente mayor.
Esta técnica se basa en el análisis binario de sucesos y sus consecuencias.
El origen lo determina un evento inicial. Éste activa uno de los tres sistemas de seguridad. Un segundo nivel se genera según las posibles consecuencias de esta acción. En caso de ser necesario se activa el siguiente sistema de seguridad, y así sucesivamente.
Este mecanismo llega hasta la operación de la última barrera de seguridad. Los resultados posibles son la contención del material radiactivo o su diseminación en el ambiente.
La ventaja de esta técnica es que utiliza como datos de entrada las probabilidades de falla de componentes básicos como bombas, tuberías y válvulas. Dichas estadísticas son conocidas y confiables.
La probabilidad de ocurrencia de los eventos posteriores se calcula mediante la teoría de confiabilidad de sistemas.
Evaluación Probabilística de Seguridad
(EPS)
El enfoque del “máximo accidente creíble” introduce amenazas en la operación ya que subestima los pequeños eventos que pueden desencadenar un accidente.
La EPS tiene como objetivo analizar las secuencias de fallas, sus probabilidades de ocurrencia y las consecuencias radiológicas sobre los afectados.
Dada la magnitud y complejidad de una central nuclear, este proceso se divide en: .
Riesgos de fallas en el núcleo.
Fugas de material en el edificio y fallas en el sistema de contención.
Fuga de material radiactivo, dispersión e impacto sobre personas y medio ambiente.
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info Andina Group ©1Q 2007AMVRXN-000001-A
(Fig. 1)
Riesgo de muerte por grandes accidentes o catástrofes causados por el hombre:
1) Accidentes aéreos (total) 2) Incendios 3) Explosiones 4) Rotura de presas 5) Escapes de cloro 6) Accidentes aéreos (personas en tierra) 7) 100 centrales nucleares
Árbol de fallas de un tubo de combustible.
Se acciona el sistema de extinción. Luego la electricidad de emergencia acciona las bombas de refrigeración.
Cuanquier falla intermedia puede generar daños en el núcleo. Rotura de tubo combustible Daños en Núcleo Extinción Daños en Núcleo Electricidad de Emergencia Daños en Núcleo Refrigeración de Emergencia Daños en Núcleo Emergencia Controlada Números de Muertos 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 1 10 10 102 103 104 105 106 4 2 7
Total causados por el hombre
6 5 3 1
El análisis de riesgo en el núcleo consiste básicamente en construir los árboles de falla para todos los estados posibles del reactor. La principal dificultad en esta etapa es la asignación de probabilidades a los distintos eventos.
Los eventos son poco frecuentes y muchos de ellos pueden deberse a errores humanos, distorsionando la probabilidad de falla intrínseca al equipo.
La segunda etapa de la EPS estudia los estados de los árboles de falla que implican una liberación de material de fisión.
En general esta fuga se debe a una inadecuada refrigeración. Esto provoca la falla de los tubos de combustible, contaminando el refrigerante primario.
En los casos más graves se puede producir la fusión (térmica, no nuclear) del núcleo, e incluso la destrucción del recipiente de presión. La segunda fase de la EPS estudia la liberación de material dentro del edificio.
El resultado de esta etapa se resume en la confiabilidad del sistema de contención. Es importante destacar que en caso de ocurrir un evento a este nivel, la magnitud de las consecuencias fuera del edificio serian despreciables.
La última etapa de la EPS comienza con una hipotética liberación de material de fisión al medio ambiente, las fallas en el sistema de contención que la podrían originar y su probabilidad.
La dispersión del material radiactivo dependerá de las condiciones reinantes en el momento de la falla. Este análisis de la dispersión se realiza mediante modelos matemáticos de vientos, nubes tóxicas y otros.
El producto de esta etapa es la cuantificación del riesgo de irradiación sobre las personas producto del material radiactivo que logre llegar a zonas pobladas.
Esta herramienta puede ser de gran ayuda en una eventual emergencia, gracias a la información sobre la dispersión de los materiales.
Centrales Nucleares y su discusión
pública
Las estadísticas demuestran que las centrales nucleares tienen altos niveles de seguridad y riesgos considerablemente bajos (Fig.1). Sin embargo los medios se han encargado de calificarlas como peligros inminentes, ignorando las evidencias empíricas al respecto. .
Por ejemplo resulta interesante analizar qué implica mayor riesgo, una planta nuclear o una térmica convencional.
Sin pretender dar una respuesta, se recomienda pensar en cuál de los dos casos se aplican más rigurosamente las normas de seguridad. Es aquí donde se llega al punto clave. No es correcto atribuir connotaciones cualitativas a un tipo de tecnología.
El riesgo en gran medida se ve influenciado por la forma en la cual se administra la seguridad. Sin duda, la presión, pública ha llevado a las centrales nucleares a ser instalaciones de bajo riesgo, basadas en subniveles de seguridad.
Pero la misma presión debe ser aplicada a industrias que son objetivamente más riesgosas y a veces son operadas negligentemente. Otro aspecto poco difundido es las mínimas emisiones que presentan las centrales nucleares.
Esto se traduce en bajo riesgo ambiental frente a las centrales térmicas convencionales. Las restricciones a la emisión de gases de invernadero exigen el uso de tecnologías de cero emisiones, pero además de alta densidad de potencia.
En este contexto las centrales nucleares constituyen una real alternativa.
No o bs tan te d eb en se r m an eja da s responsablemente como cualquier otro tipo de tecnología cuyas fallas, puedan generar consecuencias catastróficas.
El accidente nuclear por antonomasia es la explosión del reactor N° 4 de la central Lenin cercana a Chernobyl, Ucrania. Sus principales causas fueron: Falta de conciencia respecto a la importancia de la seguridad. Violación de los procedimientos de seguridad y operación. No solucionar oportunamente los problemas de diseño del reactor. La correcta aplicación de las evaluaciones de seguridad, mantenimiento y entrenamiento del personal ha evitado la ocurrencia de accidentes similares en todo el mundo, convirtiendo a la industria nuclear en una actividad segura y de bajo riesgo.
