Edificio de contención

En un reactor de agua a presión , la contención también encierra los generadores de vapor y el presurizador , y constituye todo el edificio del reactor. El escudo protector suele ser un edificio alto, cilíndrico o abovedado. Las contenciones de los reactores de agua a presión suelen ser grandes (hasta siete veces mayores que las de un reactor de agua en ebullición) porque la estrategia de contención durante un accidente de fuga de base de diseño implica proporcionar un volumen adecuado para que la mezcla de vapor y aire resultante de una pérdida de refrigerante se expanda, limitando así la presión máxima (fuerza impulsora de la fuga) que se alcanza en el edificio de contención.

Los primeros diseños, incluidos los de Siemens, Westinghouse y Combustion Engineering, tenían una forma mayormente cilíndrica y estaban construidos con hormigón armado. Dado que el hormigón tiene una resistencia a la compresión muy superior a la tracción, este diseño resulta lógico para los materiales de construcción, ya que la parte superior, extremadamente pesada, ejerce una gran fuerza hacia abajo que evita cierta tensión de tracción en caso de un aumento repentino de la presión. Con la evolución de los diseños de reactores, también se han construido numerosos diseños de contención casi esféricos para reactores de agua presurizada (PWR). Dependiendo del material utilizado, este es el diseño más lógico, ya que una esfera es la mejor estructura para contener una gran presión. La mayoría de los diseños actuales de PWR combinan ambos, con una parte inferior cilíndrica y una parte superior semiesférica.

Los diseños modernos también se han inclinado más hacia el uso de estructuras de contención de acero. En algunos casos, el acero se utiliza para revestir el interior del hormigón, lo que aporta resistencia gracias a ambos materiales en el hipotético caso de que la contención se presurice en exceso. Otros diseños más recientes requieren una contención tanto de acero como de hormigón, una combinación que se utiliza desde hace décadas en los diseños actuales de reactores PWR alemanes , especialmente en el AP1000 y en el plan del Reactor Presurizado Europeo , que emplean ambos materiales. Esto proporciona protección contra misiles gracias al hormigón exterior y capacidad de presurización gracias a la estructura de acero interior. El AP1000 cuenta con respiraderos planificados en la parte inferior de la estructura de hormigón que rodea la estructura de acero, con la idea de que esto ayudaría a que el aire circulara sobre la estructura de acero y enfriara la contención en caso de un accidente grave (de forma similar al funcionamiento de una torre de refrigeración ).

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  Three Mile Island fue un diseño temprano de reactor de agua a presión (PWR) de Babcock & Wilcox , y muestra un diseño de contención tipo "lata" que es común a todas sus generaciones.
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  Imagen más detallada del sistema de contención tipo "lata" de la central nuclear francesa de Brennilis.
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  Los dos recintos de contención del reactor PWR en la central nuclear de Cook en Michigan.
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  La central nuclear alemana de Grafenrheinfeld presenta un diseño de contención casi completamente esférico, muy común en los reactores PWR alemanes; se trata de una doble contención con una carcasa interior de acero.

El diseño del reactor ruso VVER -1000 es prácticamente idéntico al de otros reactores de agua a presión modernos en lo que respecta a la contención, ya que se trata de un reactor de este tipo. Sin embargo, el VVER-440 presenta una contención significativamente más vulnerable, en forma de un condensador de burbujas con una presión de diseño relativamente baja.

Los reactores de grafito de agua ligera se construyeron únicamente en la URSS. Los diseños RBMK utilizaban estructuras similares a las de contención secundaria, pero la placa superior del reactor formaba parte de la estructura protectora. Durante el accidente de Chernóbil en 1986, la placa sufrió una presión superior a los límites previstos y se elevó.

En un reactor de agua en ebullición (BWR) , la estrategia de contención es diferente. La contención de un BWR consta de un pozo seco, donde se ubican el reactor y el equipo de refrigeración asociado, y un pozo húmedo. El pozo seco es mucho más pequeño que la contención de un reactor de agua a presión (PWR) y desempeña un papel más importante. Durante un accidente de diseño teórico con fuga, el refrigerante del reactor se vaporiza en el pozo seco, presurizándolo rápidamente. Las tuberías de ventilación del pozo seco dirigen el vapor por debajo del nivel de agua mantenido en el pozo húmedo (también conocido como toroide o piscina de supresión), condensando el vapor y limitando la presión final alcanzada. Tanto el pozo seco como el húmedo están encerrados en un edificio de contención secundaria, que se mantiene a una presión ligeramente subatmosférica o negativa durante el funcionamiento normal y las operaciones de recarga de combustible.

Los diseños de contención comunes se conocen como Mark I, Mark II y Mark III. El Mark I es el más antiguo y se distingue por un pozo seco que se asemeja a una bombilla invertida sobre el pozo húmedo, que es un toroide de acero que contiene agua. El Mark II se utilizó en los últimos reactores BWR-4 y BWR-5. Se denomina configuración "superior-inferior", donde el pozo seco forma un cono truncado sobre una losa de hormigón . Debajo hay una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de chapa metálica. Ambos utilizan una "contención secundaria" ligera de acero u hormigón sobre el piso superior, que se mantiene a una ligera presión negativa para que el aire pueda filtrarse. El nivel superior es un gran espacio abierto con una grúa aérea suspendida entre las dos paredes largas para mover los pesados ​​contenedores de combustible desde la planta baja y para retirar/reemplazar el hardware del reactor y el pozo del reactor. El pozo del reactor puede inundarse y está flanqueado por piscinas separadas por compuertas a cada lado para almacenar el hardware del reactor, normalmente colocado sobre las barras de combustible, y para el almacenamiento de combustible. Una plataforma de recarga de combustible cuenta con un mástil telescópico especializado para elevar y descender con precisión los conjuntos de barras de combustible a través del conducto de acceso al núcleo del reactor . ^{[ 6 ]} El Mark III utiliza una cúpula de hormigón, similar a la de los reactores PWR, y dispone de un edificio independiente para almacenar las barras de combustible usadas en un nivel diferente. Los tres tipos también utilizan la gran masa de agua de las piscinas de supresión para enfriar el vapor liberado por el sistema del reactor durante los transitorios.

El sistema de contención Mark I se utilizó en los reactores de la central nuclear de Fukushima I que sufrieron los accidentes nucleares de Fukushima I. La central sufrió una combinación de dos eventos que superaron las especificaciones de diseño : un potente terremoto, que pudo haber dañado las tuberías y estructuras de los reactores, y un tsunami de 15 metros, que destruyó los tanques de combustible, los generadores y el cableado, provocando el fallo de los generadores de reserva y, finalmente, también el fallo de las bombas alimentadas por baterías. La refrigeración insuficiente y el fallo de las bombas necesarias para reponer el agua perdida por evaporación provocaron fusiones parciales o posiblemente totales de las barras de combustible, que quedaron completamente expuestas al agua. Esto conllevó la liberación de cantidades significativas de material radiactivo al aire y al mar, así como explosiones de hidrógeno. Los delgados sistemas de contención secundarios no estaban diseñados para resistir explosiones de hidrógeno y sufrieron la explosión o destrucción de techos y paredes, así como la destrucción de todo el equipo en la plataforma de recarga de combustible, incluidas las grúas y la plataforma de recarga. La Unidad 3 sufrió una explosión particularmente espectacular que generó una columna de escombros de más de 300 m de altura, lo que provocó el colapso del extremo norte del último piso y el pandeo de las columnas de hormigón en su lado oeste, como se puede apreciar en las fotografías aéreas. Si bien estaban equipadas con sistemas de ventilación reforzados modificados para evacuar el hidrógeno a través de las chimeneas de escape, es posible que no hubieran sido eficaces sin energía eléctrica. Incluso antes del incidente de Fukushima, el sistema de contención Mark I había sido criticado por ser más propenso a fallar durante un apagón. ^{[ 7 ] [ 8 ]}

Desde la distancia, el diseño de un reactor de agua en ebullición (BWR) se ve muy diferente al de un reactor de agua a presión (PWR), ya que generalmente se utiliza un edificio cuadrado para la contención secundaria. Además, debido a que solo hay un circuito cerrado a través de las turbinas y el reactor, y el vapor que pasa por las turbinas también es radiactivo, el edificio de turbinas debe estar considerablemente blindado. Esto da como resultado dos edificios de construcción similar: el más alto alberga el reactor y el más largo, la sala de turbinas y las estructuras de soporte.

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  La antigua unidad alemana de reactores de agua en ebullición (BWR) Krümmel; la estructura de contención de acero se encuentra dentro del edificio del reactor, a la derecha.
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  Un reactor BWR típico de dos unidades en la central nuclear de Brunswick ; las contenciones (Mark I) también se encuentran dentro de los edificios de protección cúbicos.
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  Las centrales modernas tienden a adoptar un diseño que no es completamente cilíndrico ni esférico, como este recinto dentro del edificio del reactor pintado de azul de la central nuclear de Clinton .

Las centrales eléctricas CANDU , que reciben su nombre del diseño de deuterio-uranio inventado en Canadá, utilizan una mayor variedad de diseños de contención y sistemas de supresión que otros diseños de centrales. Debido a la naturaleza del diseño del núcleo, el tamaño de la contención para la misma potencia suele ser mayor que para un reactor PWR típico, pero numerosas innovaciones han reducido este requisito.

Muchas centrales CANDU multiunidad utilizan un edificio de vacío equipado con rociadores de agua . Todas las unidades CANDU individuales en la planta están conectadas a este edificio de vacío mediante un gran conducto de alivio de presión que también forma parte del sistema de contención. El edificio de vacío aspira y condensa rápidamente cualquier vapor proveniente de una posible fuga, lo que permite que la presión del edificio del reactor vuelva a condiciones subatmosféricas. Esto minimiza cualquier posible liberación de productos de fisión al medio ambiente. ^{[ 9 ]}

Además, existen diseños similares que utilizan doble contención , en los que se conectan las unidades de contención de dos unidades, lo que permite un mayor volumen de contención en caso de un incidente grave. Este diseño fue pionero en el sistema indio IPHWR , que implementó una doble unidad y una piscina de supresión.

Sin embargo, los diseños CANDU más recientes requieren un único sistema de contención seca convencional para cada unidad. ^{[ 10 ]}

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  La central hidroeléctrica Bruce B, que muestra un gran edificio de vacío (a la izquierda) que da servicio a 4 unidades separadas que tienen un edificio de protección similar al de un reactor BWR a su alrededor.
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  La fase III de Qinshan consta de dos unidades CANDU, donde el sistema de contención es autónomo para cada unidad.
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  Una unidad de la central nuclear de Pickering , con una forma ligeramente diferente a la de una contención típica de un reactor PWR, debido principalmente a la mayor superficie que requiere el diseño CANDU. El edificio de vacío se puede ver parcialmente oculto a la derecha.

En Estados Unidos, el Título 10 del Código de Regulaciones Federales , Parte 50, Apéndice A, Criterios Generales de Diseño (GDC 54-57) u otra base de diseño proporciona los criterios básicos de diseño para el aislamiento de las líneas que penetran la pared de contención. Cada tubería grande que penetra la contención, como las líneas de vapor , tiene válvulas de aislamiento , configuradas según lo permitido por el Apéndice A; generalmente dos válvulas. ^{[ 11 ]} Para líneas más pequeñas, una en el interior y otra en el exterior. Para líneas grandes de alta presión, el espacio para válvulas de alivio y las consideraciones de mantenimiento hacen que los diseñadores instalen las válvulas de aislamiento cerca de donde las líneas salen de la contención. En caso de una fuga en la tubería de alta presión que transporta el refrigerante del reactor, estas válvulas se cierran rápidamente para evitar que la radiactividad escape de la contención. Las válvulas en las líneas para sistemas de reserva que penetran la contención están normalmente cerradas. Las válvulas de aislamiento de la contención también pueden cerrarse ante una variedad de otras señales, como la alta presión de la contención experimentada durante una rotura de línea de alta energía (por ejemplo, líneas principales de vapor o de agua de alimentación). El edificio de contención sirve para contener el vapor/la presión resultante, pero normalmente no hay consecuencias radiológicas asociadas a una rotura de este tipo en un reactor de agua a presión.

Durante el funcionamiento normal, la contención es hermética y el acceso solo se realiza a través de esclusas de aire de tipo marino. La alta temperatura del aire y la radiación del núcleo limitan el tiempo, medido en minutos, que las personas pueden permanecer dentro de la contención mientras la planta opera a plena potencia. En caso de una emergencia extrema, denominada "accidente de base de diseño" en las regulaciones de la NRC, la contención está diseñada para sellar y contener una fusión del núcleo . Se instalan sistemas redundantes para prevenir una fusión, pero, por política, se asume que ocurrirá y, por lo tanto, se requiere un edificio de contención. Para fines de diseño, se asume que la tubería del recipiente del reactor se rompe, causando un "LOCA" (Accidente por Pérdida de Refrigerante) donde el agua del recipiente del reactor se libera a la atmósfera dentro de la contención y se convierte instantáneamente en vapor. El aumento de presión resultante dentro de la contención, que está diseñada para soportar la presión, activa los rociadores de contención ("rociadores de extinción") para condensar el vapor y así reducir la presión. Un SCRAM ("disparo neutrónico") se inicia muy poco después de que ocurre la rotura. Los sistemas de seguridad cierran las líneas no esenciales dentro del recinto hermético mediante el cierre de las válvulas de aislamiento. Los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo se activan rápidamente para enfriar el combustible y evitar su fusión. La secuencia exacta de eventos depende del diseño del reactor. ^{[ 12 ] [ 13 ]}

Los edificios de contención en los EE. UU. están sujetos a pruebas obligatorias de las disposiciones de contención y aislamiento de contención según 10 CFR Parte 50, Apéndice J. Las pruebas integradas de tasa de fuga de contención (pruebas de tipo "A" o CILRT) se realizan cada 15 años. Las pruebas locales de tasa de fuga (pruebas de tipo B o tipo C, o LLRT) se realizan con mucha más frecuencia , tanto para identificar posibles fugas en caso de accidente como para localizar y reparar las vías de fuga. Las LLRT se realizan en válvulas de aislamiento de contención, escotillas y otros accesorios que penetran la contención. Una central nuclear está obligada por su licencia de operación a demostrar la integridad de la contención antes de reiniciar el reactor después de cada parada. Este requisito puede cumplirse con resultados satisfactorios de pruebas locales o integradas (o una combinación de ambas cuando se realiza una ILRT ). ^{[ 14 ]}

En 1988, los Laboratorios Nacionales Sandia realizaron una prueba en la que un avión de combate impactó contra un gran bloque de hormigón a 775 km/h (482 mph) . ^{[ 15 ] [ 16 ]} El avión solo dejó una hendidura de 64 milímetros (2,5 pulgadas) de profundidad en el hormigón. Si bien el bloque no estaba construido como un escudo antimisiles de un edificio de contención y el experimento no estaba diseñado para demostrar la resistencia de la estructura de contención de una central nuclear, los resultados se consideraron indicativos. Un estudio posterior del EPRI, el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica , concluyó que los aviones comerciales no representaban un peligro. ^{[ 17 ]}   

La central nuclear de Turkey Point fue golpeada directamente por el huracán Andrew en 1992. Turkey Point cuenta con dos unidades de combustible fósil y dos unidades nucleares. Los daños ascendieron a más de 90 millones de dólares, principalmente a un tanque de agua y a la chimenea de una de las unidades de combustible fósil, pero los edificios de contención resultaron ilesos. ^{[ 18 ] [ 19 ]}