Seguridad en Centrales Nucleares

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.
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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.
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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.
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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.
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Otro aspecto poco difundido es las mínimas