ARTICULO TECNICO Seguridad en Centrales Nucleares Autor: Leonardo Verdugo - Ingeniero Civil Mecánico Las centrales nucleares son instalaciones de bajo riesgo y mínimas emisiones. Sin embargo han sido marginadas de una correcta discusión pública. 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 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. . 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 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 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. 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 Barras y pastillas de este un proceso exotérmico. combustible Estas barras son tubos de aleación de circonio Las pastillas de combustible sellados herméticamente. En su interior se encuentra el combustible en forma de pequeñas pastillas. se incertan en tubos herméticos. Estos se agrupan en arreglos para permitir el flujo de refrigerante. info Andina Group © 1Q 2007 AMVRXN-000001-A 9 Seguridad en Centrales Nucleares Tabla 1: TIPOS DE REACTORES DE POTENCIA 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 REFRIGERANTE MODERADOR PRIMARIO CICLO DE GENERACION DE VAPOR NOMBRE SIGLA COMBUSTIBLE REACTOR DE AGUA A PRESIÓN PWR (Pressurized Water Reactor) Dióxido de uranio enriquecido Agua Agua Indirecta REACTOR DE AGUA EN EBULLlCIÓN BWR (Boiling Water Reactor) Dióxido de uranio enriquecido Agua Agua Directa REACTOR DE AGUA PESADA PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) Dióxido de uranio natural Agua Pesada Agua Pesada Indirecta REACTOR DE REFRIGERADO CON GAS AGR– MAGNOX (Advanced Gas cooled Reactor) Uranio natural y enriquecido Gráfito Indirecta REACTOR DE GRAN POTENCIA DEL TIPO CANAL RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy) Dióxido de uranio enriquecido Gráfito Directa Agua operación. Tipos de Reactores de Potencia Circuito de Vapor Los reactores pueden ser clasificados según Está compuesto principalmente del generador su refrigerante, moderador y el ciclo de de vapor, líneas de trasporte, turbinas, generación de vapor (Tabla 1). condensador y bombas. De ellas la clasificación más importante es En los ciclos indirectos como los PWR, el según el ciclo de generación de vapor. generador de vapor es independiente del reactor. En los reactores de generación directa, el Esto permite que los fluidos radiactivos se refrigerante es transformado en vapor en su mantengan dentro del edificio de contención. interior. Los ciclos directos como el BWR (Reactor de Cuando el refrigerante es utilizado para evaporar Agua a Presión) prescinden de un generador un segundo fluido se habla de generación de vapor independiente, haciéndolos más indirecta o ciclo binario. sencillos. En la actualidad, el tipo más utilizado es el PWR Sin embargo el agua debe ser extremadamente o Reactor de Agua a Presión, no obstante, es pura para evitar que contaminen las líneas, posible encontrar reactores en funcionamiento turbinas, y otros equipos. de los más diversos tipos, principalmente debido a su gran vida útil, superior a 30 años. . Edificio de Contención Este sistema tiene como finalidad extraer el calor del núcleo para generar vapor. El edificio tiene la función de contener cualquier Cuando la generación es indirecta, el refrigerante fuga de material radiactivo. circula en un circuito primario separado del La presión interna es hipobárica, por lo tanto circuito de vapor. en caso de fisura del edificio los gases En las centrales de generación directa el radiactivos producto de una fuga se mantienen refrigerante se evapora en el recipiente de en su interior. presión. Esta condición se mantiene extrayendo aire de su interior y liberándolo a la atmósfera, previo Sistemas de Seguridad filtrado para evitar cualquier tipo de Un sistema de seguridad es un conjunto de contaminación al medioambiente. sistemas y componentes que actúan en conjunto 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. 10 Refrigeración del Núcleo para evitar un accidente. Las centrales nucleares tienen tres sistemas de seguridad vitales: extinción, refrigeración de Seguridad en Centrales Nucleares Circuito de Vapor Edificio de Contención Circuito de Refrigeración Barras de Control Turbina Generador Evaporador Núcleo Reactor Condensador La generación de energía eléctrica es similar a un ciclo convencional térmico, donde Bomba de Refrigeración Bomba de Alimentación el generador de vapor es un reactor de fisión. . En el gráfico (Fig. 1) es posible observar el El sistema de extinción detiene las reacciones riesgo de las centrales nucleares respecto a de fisión en el núcleo en el caso en que se otras industrias, siendo el menor de todos. emergencia del núcleo y contención. detecten parámetros de funcionamiento que comprometan su integridad. Algunos Enfoques La refrigeración de emergencia extrae el calor En los primeros años las centrales nucleares generado en el núcleo en caso de fallar la se diseñaban según el criterio del “máximo refrigeración primaria. accidente creíble”. 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. 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”. 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 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 Consecuencia . población. Por lo tanto, si un accidente ocurre Estudios publicados en EE.UU., el Reino Unido estadísticamente cada 20 años y sus y Alemania propusieron fijar cotas límites de consecuencias se estiman en 10 heridos, el riesgo aceptado para la población colindante a riesgo es de 0,5 [heridos/año]. las centrales. Cuando la frecuencia de un accidente es muy baja, un nuevo evento afecta significativamente su riesgo. El límite de esta cota fue concebido como la cantidad de radiación que puede recibir una persona sin constituir un riesgo para su salud. Por otro lado, la cuantificación de la magnitud de sus consecuencias es siempre relativa y discutible. info Andina Group © 1Q 2007 AMVRXN-000001-A 11 Seguridad en Centrales Nucleares El Árbol de Fallas 10 1 La escasa cantidad de accidentes de magnitud 1 en plantas nucleares impide la obtención de probabilidades de falla de sistemas completos Total causad os p or e l hombre -1 10 en forma certera. (Fig. 1) Riesgo de muerte por grandes accidentes o -2 10 De esta manera se genera la necesidad de utilizar una herramienta que permita calcular el 2 -3 10 riesgo de una central a partir de los datos 3 disponibles. 10 El árbol de fallas permite lograr dicho objetivo 10 catástrofes causados por el hombre: 4 -4 5 1) Accidentes aéreos (total) 2) Incendios 3) Explosiones 4) Rotura de presas 5) Escapes de cloro 6 -5 7 gracias a que sigue la lógica de observar las -6 10 cadenas de pequeños eventos que pueden desatar un accidente mayor. -7 10 10 Esta técnica se basa en el análisis binario de sucesos y sus consecuencias. 2 10 3 10 4 5 10 10 6 6) Accidentes aéreos (personas en tierra) 7) 100 centrales nucleares 10 Números de Muertos 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. Evaluación Probabilística de Seguridad (EPS) El enfoque del “máximo accidente creíble” introduce amenazas en la operación ya que subestima los pequeños eventos que pueden 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 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: . y confiables. Riesgos de fallas en el núcleo. La probabilidad de ocurrencia de los eventos Fugas de material en el edificio y fallas en el posteriores se calcula mediante la teoría de confiabilidad de sistemas. sistema de contención. Fuga de material radiactivo, dispersión e impacto sobre personas y medio ambiente. Emergencia Controlada Refrigeración de Emergencia Daños en Núcleo Electricidad de Emergencia Daños en Núcleo Extinción Rotura de tubo combustible Daños en Núcleo Daños en Núcleo 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. info Andina Group © 1Q 2007 AMVRXN-000001-A 13 Seguridad en Centrales Nucleares El accidente nuclear por El análisis de riesgo en el núcleo consiste antonomasia es la básicamente en construir los árboles de falla explosión del reactor N° 4 de para todos los estados posibles del reactor. la central Lenin cercana a La principal dificultad en esta etapa es la Chernobyl, Ucrania. Sus principales causas asignación de probabilidades a los distintos eventos. fueron: Los eventos son poco frecuentes y muchos de Falta de conciencia ellos pueden deberse a errores humanos, respecto a la importancia distorsionando la probabilidad de falla intrínseca de la seguridad. Violación de los procedimientos de seguridad y operación. No solucionar al equipo. La segunda etapa de la EPS estudia los estados de los árboles de falla que implican una liberación de material de fisión. 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 oportunamente los En general esta fuga se debe a una inadecuada problemas de diseño rigurosamente las normas de seguridad. refrigeración. Esto provoca la falla de los tubos del reactor. Es aquí donde se llega al punto clave. de combustible, contaminando el refrigerante No es correcto atribuir connotaciones cualitativas primario. a un tipo de tecnología. de las evaluaciones de En los casos más graves se puede producir la seguridad, mantenimiento El riesgo en gran medida se ve influenciado fusión (térmica, no nuclear) del núcleo, e incluso por la forma en la cual se administra la la destrucción del recipiente de presión. seguridad. Sin duda, la presión, pública ha La segunda fase de la EPS estudia la liberación llevado a las centrales nucleares a ser de material dentro del edificio. instalaciones de bajo riesgo, basadas en convirtiendo a la industria El resultado de esta etapa se resume en la subniveles de seguridad. nuclear en una actividad confiabilidad del sistema de contención. segura y de bajo riesgo. Pero la misma presión debe ser aplicada a Es importante destacar que en caso de ocurrir industrias que son objetivamente más riesgosas un evento a este nivel, la magnitud de las y a veces son operadas negligentemente. La correcta aplicación y entrenamiento del personal ha evitado la ocurrencia de accidentes similares en todo el mundo, 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. 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 La dispersión del material radiactivo dependerá cero emisiones, pero además de alta densidad de las condiciones reinantes en el momento de de potencia. la falla. Este análisis de la dispersión se realiza mediante modelos matemáticos de vientos, nubes tóxicas y otros. En este contexto las centrales nucleares constituyen una real alternativa. El producto de esta etapa es la cuantificación No o bs tan te d eb en se r m an eja da s del riesgo de irradiación sobre las personas responsablemente como cualquier otro tipo de producto del material radiactivo que logre llegar tecnología cuyas fallas, puedan generar a zonas pobladas. consecuencias catastróficas. Esta herramienta puede ser de gran ayuda en una eventual emergencia, gracias a la información sobre la dispersión de los materiales. 14 Otro aspecto poco difundido es las mínimas