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EFECTO DEL TERREMOTO Y TSUNAMI
EN LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI
Marzo de 2011
CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI
Unidad 1:
BWR 3 (439 MW). En operación.
Unidades 2 y 3: BWR 4 (760 MW). En operación.
Unidades: 4 y 5: BWR 4 (760 MW). En parada.
Unidad 6:
BWR 5 (1007 MW). En parada.
2
DISEÑO DE LA PLANTA
Planta de Recarga (Acero)
Piscina Combustible gastado
1ª Barrera
Elemento Combustible
2ª Barrera
Vasija del Reactor
3ª Barrera
Contención Primaria
4ª Barrera
Edificio Contención
Secundaria (Hormigón)
Piscina de Supresión (Toro)
3
DISEÑO DE LA PLANTA
ELEMENTO COMBUSTIBLE (1ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
PASTILLA
DE UO2
(Óxido de
Uranio)
VARILLA
ELEMENTO
COMBUSTIBLE
4
DISEÑO DE LA PLANTA
VASIJA – REACTOR (2ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
FUNCIONES:
Control Reactividad:
Coeficiente de reactividad
negativo
Extracción de calor
Barrera de presión
NÚCLEO DEL REACTOR
(Elementos Combustibles)
BARRAS DE CONTROL DE LA
POTENCIA DEL REACTOR
5
DISEÑO DE LA PLANTA
RECINTO CONTENCIÓN (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
Mantener las temperaturas
y presiones que se derivan
de los accidentes de
pérdida de refrigerante.
Confinamiento de material
radiactivo en caso de
sucesos imprevisibles.
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DISEÑO DE LA PLANTA
CONTENCIÓN SECUNDARIA (4ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
Contiene los equipos de los
sistemas necesarios para
inyectar agua al reactor en
caso de accidente:
Sist. Inyección de Baja Presión
Sist. Inyección de Alta Presión
Sist. de Condensador de Aislamiento
7
INICIO DEL SUCESO
El 11 de marzo un terremoto de magnitud 9, con
epicentro en el mar de la región de Sendai, afectó a la
central de Fukushima.
La central nuclear está diseñada para terremotos de
magnitud inferior a 9.
El tsunami originado por el terremoto ocasiona olas
mayores de 10 metros que inundan la zona costera y
las instalaciones de la central nuclear.
8
CONSECUENCIAS DEL TERREMOTO / TSUNAMI
ANTES
DESPUÉS
UNIDAD 1: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
x
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática
ocasionada por el terremoto.
11th 15:42: Perdida total de alimentación eléctrica A/C
ocasionada por el tsunami.
11th 16:36: Fuera de servicio el sistema de refrigeración
del Reactor.
12th
Subida de presión en la Contención Primaria.
12th 10:17: Comienzan los venteos de la Contención
Primaria.
12th 15:36: Explosión (Hidrógeno) en la Contención
Secundaria.
12th 20:20: Comienza la inyección de agua de mar borada.
23th 02:33: Aumenta la aportación de agua de
refrigeración al poner en servicio la línea de
contraincendios.
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
x
GENERADORES
DIESEL
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
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UNIDAD 2: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
x
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática ocasionada por
el terremoto.
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada
por el tsunami.
11th 16:36: Fuera de servicio el sistema de refrigeración del Reactor.
13th 11:00: Comienzan los venteos de la Contención Primaria.
14th 13:25: Pérdida de las funciones de refrigeración del Reactor.
14th 16:34: Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor
14th 22:50 Subida de presión en la Contención Primaria.
15th 00:02: Venteo de la Contención Primaria.
15th 06:10: Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria.
15th alrededor 06:20: Posible daño en la Cámara de Supresión (Toro).
20th 15:05 ~ 17:20 Se inyecta agua de mar borada en la piscina de
combustible gastado.
Posible daño Toro
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
x
GENERADORES
DIESEL
20th 15:46 Recuperada la energía eléctrica AC externa.
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
11
x
UNIDAD 3: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
(Dificultad en mantener Tª de Piscina
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática ocasionada por el
terremoto.
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el
tsunami.
th
12 20:41: Comienzan los venteos de la Contención Primaria.
13th 05:10: Fuera de servicio el sistema de refrigeración de emergencia del
Reactor.
13th 13:12: Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor.
14th 07:44: Subida de presión en la Contención Primaria.
14th 11:01: Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria.
17th 09:48: Descarga de agua de refrigeración con helicópteros y camiones de
bomberos.
22nd 22:43: Recuperada iluminación en Sala de Control.
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
x
GENERADORES
DIESEL
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
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UNIDAD 4: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
x
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
(Dificultad en mantener Tª de Vasija / Posible daño en la envolvente
ELEMENTOS COMBUSTIBLES
FUERA DEL REACTOR
Planta en parada de recarga
y mantenimiento
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C
ocasionada por el tsunami.
14th 04:08: Aumenta la Tª en la piscina de combustible
gastado.
15th 09:38: Fuego en la 3ª planta.
20th 08:21
Comienza el rociado de agua con bombas de
presión exteriores.
22nd 10:35: Recuperada la energía eléctrica AC externa.
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
x
GENERADORES
DIESEL
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
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UNIDAD 5: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
x
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
Planta en parada de recarga
y mantenimiento
11th 14:30 Parada fría del Reactor.
21th 11:36 Recuperada la energía eléctrica AC
externa.
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
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UNIDAD 6: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
x
SISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
Planta en parada de recarga
y mantenimiento
20th 19:27 Parada fría del Reactor.
22th 19:17 Recuperada la energía eléctrica AC
externa.
x
ENERGÍA
EXTERNA
x
SISTEMA
REFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
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CAUSAS DE LA EXPLOSIÓN DE HIDRÓGENO
Cuando las varillas de combustible superan
1200ºC se genera hidrógeno al reaccionar
químicamente el material de la vaina
(Zirconio) con el vapor de agua.
Se acumula en el interior de la vasija.
Pasa a la contención primaria al
despresurizar la vasija.
Al aumentar la presión en la Contención
Primaria se ventea a la parte superior del
Edificio de Contención Secundaria.
Al contacto con el aire forma una atmósfera
explosiva que a través de una pequeña
fuente de ignición induce a la explosión.
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SITUACIÓN ACTUAL DE LAS PLANTAS (28-03-2011)
Unidades 1 y 3
Unidad 2
Unidad 4
Unidades 5 y 6
Referencia: JAIF, 28 marzo 2011
Núcleo e integridad combustible
Integridad vasija
Integridad contención primaria
Integridad contención secundaria
Refrigeración vasija
Integridad piscina combustible
Refrigeración piscinas
Alimentación eléctrica externa
INES (Escala sucesos nucleares)
Unidades 1 y 3
Unidad 2
Unidad 4
Unidades 5 y 6
Dañado
Dañado
Sin combustible en
reactor
No dañado
Sin datos
Sin datos
Sin daños
No dañada
No dañada
Probablemente
dañada
No dañada
No dañada
Severamente dañada
Ligeramente dañada
Con agua fresca
Con agua fresca
No necesaria
No necesaria
Sin datos
Probablemente
dañada
Sin daños
Inyección agua de mar
Spray agua de mar
Recuperada
refrigeración normal
1: Sin datos
3: Probablemente
dañada
1: Sin datos
3: Spray agua de mar
Severamente dañada Apertura para venteo H2
Recuperada por líneas alternativas. Iluminación en Salas de Control
5
5
3
-17
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS (28-03-2011)
1 nGy/h = 0,001 µSv/h (300 – 866 nGy/h = 0,300 – 0,866 µSv/h)
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CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
¿ QUÉ SIGNIFICA “1 µSv/h” ?
Es la unidad que mide el riesgo radiológico a una exposición de radiación.
Si se estuviera expuesto a “1 µSv/h” durante un mes, supondría:
- Dosis acumulada = 1 x 24 horas x 30 días x 1 µSv/h = 720 µSv
Supone una baja exposición para el cuerpo humano
Por radiación natural se recibe: 2400 µSv/año.
Límite legal trabajadores de instalaciones nucleares:
Límite anual: 50.000 µSv/año.
Límite acumulado en 5 años: inferior a 100.000 µSv/año.
Dosis reportada en el límite del emplazamiento: 500 – 125 µSv/h.
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CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
REFERENCIA DE NIVELES DE RADIACIÓN
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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
CRITERIOS DE DISEÑO
Resistir fenómenos naturales específicos del
emplazamiento:
Terremotos
Inundaciones
Pérdida de alimentación eléctrica exterior
Pérdida total de energía eléctrica exterior e interior
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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
TERREMOTO
ESPAÑA ES ZONA DE BAJA SISMICIDAD.
Capacidad estructural de equipos y estructuras relacionados
con la parada segura de la central con un factor de seguridad
muy superior al máximo histórico de la zona.
PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
INUNDACIONES / AVENIDAS
CRITERIO: QUE NO SE VEAN AFECTADOS LOS EQUIPOS Y
SISTEMAS DE LA CENTRAL
Tsunamis. Probabilidad escasa.
Cálculo nivel máximo de inundación:
Modelo hidrometeorológico e hidrológico de la cuenca
Precipitación máxima probable por lluvia y fusión de nieve
Análisis de tormentas históricas
Análisis de avenidas históricas
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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
PÉRDIDA DE ALIMENTACIÓN ELÉCTRICA EXTERIOR
Se dispone de generadores
diesel como fuente de
alimentación interior de
reserva.
Tienen la capacidad de
alimentar el 100% de los
equipos relacionados con la
seguridad.
Están instalados en salas
independientes.
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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
PÉRDIDA DE ALIMENTACIÓN ELÉCTRICA EXTERIOR
Se dispone de salas de baterías redundantes de corriente
continua para alimentar los sistemas de refrigeración de
emergencia que no depende de corriente alterna.
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PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN ADICIONALES
Las centrales tienen previstos protocolos de actuación ante
sucesos imprevisibles, más allá del diseño (accidentes
severos) para mantener:
La parada del reactor.
La integridad de la vasija.
La integridad de la contención primaria.
Estos protocolos están documentados y se mantienen
actualizados, formando parte del entrenamiento periódico
del personal que opera las centrales.
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ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO
(WANO – INPO)
LA ASOCIACIÓN MUNDIAL DE OPERADORES NUCLEARES (WANO/INPO) HA EMITIDO
RECOMENDACIONES PARA QUE, A LA LUZ DE LA EXPERIENCIA DEL SUCESO DE
JAPÓN, TODAS LAS CENTRALES VERIFIQUEN SU CAPACIDAD DE MITIGAR
ACCIDENTES MÁS ALLÁ DE LAS BASES DE DISEÑO, INCLUYENDO:
VERIFICACIÓN DE EQUIPOS ACTIVOS Y PASIVOS
VERIFICACIÓN DE PROCEDIMIENTOS
VERIFICACIÓN DE CUALIFICACIÓN DE OPERADORES Y PERSONAL DE APOYO
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ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO
(WENRA)
ASIMISMO, LA ASOCIACIÓN DE AUTORIDADES REGULADORAS DE SEGURIDAD
NUCLEAR DE EUROPA OCCIDENTAL (WENRA) HA ELABORADO UN PRIMER LISTADO
DE CÓMO LLEVAR A CABO LAS REVISIONES DE SEGURIDAD Y LOS ANÁLISIS DE
RIESGOS (DENOMINADOS STRESS TESTS O PRUEBAS DE RESISTENCIA) DE LAS
CENTRALES NUCLEARES EUROPEAS, CONSIDERANDO:
SUCESOS INICIADORES MÁS ALLÁ DE LAS BASES DE DISEÑO
PÉRDIDA PROLONGADA DE LAS FUNCIONES DE SEGURIDAD
PROBLEMAS DE GESTIÓN DEL ACCIDENTE
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