Sistema de seguridad del reactor nuclear

Las barras de control son una serie de varillas que se pueden insertar rápidamente en el núcleo del reactor para absorber neutrones y terminar rápidamente la reacción nuclear. ^{[ 2 ]} Suelen estar compuestas de actínidos , lantánidos , metales de transición y boro , ^{[ 3 ]} en diversas aleaciones con soporte estructural como el acero. Además de ser absorbentes de neutrones, las aleaciones utilizadas también deben tener al menos un coeficiente de expansión térmica bajo para que no se atasquen a altas temperaturas, y deben ser autolubricantes metal sobre metal, porque a las temperaturas que se experimentan en los núcleos de los reactores nucleares la lubricación con aceite se ensuciaría demasiado rápido.

Los reactores de agua en ebullición pueden detener completamente el reactor mediante sus barras de control. ^{[ 2 ]} En caso de un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), la pérdida de agua del sistema de refrigeración primario puede compensarse con agua normal bombeada al circuito de refrigeración. Por otro lado, el sistema de control de líquido de reserva (SLC) (SLCS) consiste en una solución que contiene ácido bórico , que actúa como veneno neutrónico e inunda rápidamente el núcleo en caso de problemas con la detención de la reacción en cadena. ^{[ 4 ]}

Los reactores de agua a presión también pueden SCRAM con la ayuda de sus barras de control. Los PWR también usan ácido bórico para hacer ajustes finos al nivel de potencia del reactor, o reactividad, usando su Sistema de Control Químico y de Volumen (CVCS). ^{[ 5 ]} En caso de LOCA, los PWR tienen tres fuentes de agua de refrigeración de respaldo, inyección de alta presión (HPI), inyección de baja presión (LPI) y tanques de inundación del núcleo (CFT). ^{[ 6 ]} Todos usan agua con una alta concentración de boro.

El sistema de inyección de refrigerante a alta presión (HPCI) consta de una o varias bombas con la presión suficiente para inyectar refrigerante en el recipiente del reactor mientras este se encuentra presurizado. Está diseñado para monitorizar el nivel de refrigerante en el recipiente del reactor e inyectarlo automáticamente cuando el nivel desciende por debajo de un umbral. Este sistema suele ser la primera línea de defensa de un reactor, ya que puede utilizarse incluso cuando el recipiente del reactor aún está a alta presión.

El Sistema Automático de Despresurización (SAD) consta de una serie de válvulas que se abren para liberar vapor a varios pies bajo la superficie de una gran piscina de agua líquida (conocida como pozo húmedo, toroide o piscina de supresión) en contenciones de tipo supresión de presión (utilizadas típicamente en diseños de reactores de agua en ebullición), o directamente en la estructura de contención primaria en otros tipos de contenciones, como las contenciones de gran tamaño seco o de condensador de hielo (utilizadas típicamente en diseños de reactores de agua a presión). La activación de estas válvulas despresuriza el recipiente del reactor y permite el funcionamiento de sistemas de inyección de refrigerante de baja presión, que tienen capacidades muy grandes en comparación con los sistemas de alta presión. Algunos sistemas de despresurización funcionan automáticamente, mientras que otros pueden requerir que los operadores los activen manualmente. En reactores de agua a presión con contenciones de gran tamaño seco o de condensador de hielo, las válvulas del sistema se denominan válvulas de alivio operadas por piloto .

Las válvulas de alivio, también conocidas como válvulas de alivio de presión (PRV) ^{[ 12 ]} o válvulas de seguridad (SRV), forman parte de un grupo de válvulas que se pueden utilizar en caso de sobrepresión en el reactor o durante la transición entre el modo de operación normal y el apagado para reducir la presión en el recipiente del reactor o en las líneas de vapor. Estas válvulas suelen descargar vapor en el pozo húmedo (donde se condensa), como se mencionó anteriormente para el Sistema de Despresurización Automática (ADS), que también descarga en el pozo húmedo.

Un LPCI es un sistema de emergencia que consta de una bomba que inyecta refrigerante en el recipiente del reactor una vez que este se ha despresurizado. En algunas centrales nucleares, un LPCI es un modo de operación de un sistema de eliminación de calor residual , también conocido como RHR o RHS, pero generalmente llamado LPCI. No se trata de una válvula o sistema independiente.

Este sistema utiliza difusores (tubos equipados con una serie de pequeñas boquillas de pulverización) dentro del recipiente de presión del reactor para rociar agua directamente sobre las barras de combustible, suprimiendo así la generación de vapor. Los diseños de reactores pueden incluir la pulverización del núcleo en modos de alta y baja presión.

Este sistema consta de una serie de bombas y difusores que rocían refrigerante en la parte superior de la estructura de contención primaria. Está diseñado para condensar el vapor en líquido dentro de la estructura de contención primaria con el fin de evitar la sobrepresión y la sobretemperatura, que podrían provocar fugas y, posteriormente, una despresurización involuntaria.

Este sistema suele ser accionado por una turbina de vapor para proporcionar suficiente agua para enfriar el reactor de forma segura si el edificio del reactor está aislado de los edificios de control y de turbinas. Las bombas de refrigeración accionadas por turbina de vapor con controles neumáticos pueden funcionar a velocidades ajustables controladas mecánicamente, sin necesidad de baterías, generadores de emergencia ni suministro eléctrico externo. El sistema de refrigeración de aislamiento es un sistema de defensa contra una condición conocida como apagón total de la central. Este sistema no forma parte del ECCS y no tiene función de protección contra accidentes por bajo nivel de refrigerante. En los reactores de agua a presión, este sistema actúa en el circuito de refrigeración secundario y se denomina sistema auxiliar de alimentación de agua accionado por turbina . En los reactores de agua en ebullición, este sistema actúa en el circuito de refrigeración primario, también conocido como circuito principal de refrigeración (MCC). Este sistema se denomina sistema de refrigeración de aislamiento del núcleo del reactor (RCIC). ^{[ 13 ]}

Los generadores diésel se utilizan para alimentar la planta durante situaciones de emergencia. Suelen estar dimensionados de forma que uno solo pueda proporcionar toda la energía necesaria para el apagado de la instalación en caso de emergencia. Las instalaciones cuentan con varios generadores para garantizar la redundancia. Además, los sistemas necesarios para el apagado del reactor disponen de fuentes de alimentación independientes (a menudo generadores independientes) para que no afecten a la capacidad de apagado.

La pérdida de energía eléctrica puede ocurrir repentinamente y dañar o comprometer la integridad de los equipos. Para evitar daños, los motogeneradores pueden conectarse a volantes de inercia que proporcionan energía eléctrica ininterrumpida a los equipos durante un breve período. A menudo se utilizan para suministrar energía eléctrica hasta que se pueda conmutar el suministro eléctrico de la planta a las baterías o a los generadores diésel.

Las baterías suelen constituir el sistema eléctrico de respaldo redundante final y también son capaces de proporcionar suficiente energía eléctrica para apagar una planta, abrir ciertas válvulas o alimentar equipos de la sala de control. También pueden utilizarse para arrancar los generadores diésel de emergencia (EDG ).

El revestimiento del combustible es la primera capa de protección que rodea el combustible nuclear y está diseñado para protegerlo de la corrosión que podría dispersar el material combustible por todo el circuito de refrigeración del reactor. En la mayoría de los reactores, consiste en una capa metálica o cerámica sellada. También sirve para atrapar los productos de fisión, especialmente aquellos que son gaseosos a la temperatura de funcionamiento del reactor , como el criptón , el xenón y el yodo . El revestimiento no constituye un blindaje y debe diseñarse para que absorba la menor cantidad de radiación posible. Por esta razón, se utilizan materiales como el magnesio y el circonio debido a sus bajas secciones transversales de captura de neutrones .

El recipiente del reactor es la primera capa de protección que rodea el combustible nuclear y, por lo general, está diseñado para contener la mayor parte de la radiación liberada durante una reacción nuclear. Además, está diseñado para soportar altas presiones.

El sistema de contención primaria suele consistir en una gran estructura metálica o de hormigón (a menudo cilíndrica o con forma de bulbo) que contiene el recipiente del reactor. En la mayoría de los reactores, también contiene los sistemas contaminados radiactivamente. El sistema de contención primaria está diseñado para soportar fuertes presiones internas resultantes de una fuga o una despresurización intencionada del recipiente del reactor.

Algunas centrales cuentan con un sistema de contención secundario que engloba el sistema primario. Esto es muy común en los reactores de agua en ebullición (BWR) porque la mayoría de los sistemas de vapor, incluida la turbina, contienen materiales radiactivos.

En caso de una fusión total, lo más probable es que el combustible termine en el suelo de hormigón del edificio de contención primaria. El hormigón puede soportar altas temperaturas, por lo que el grueso suelo plano de hormigón en la contención primaria suele ser suficiente protección contra el llamado Síndrome de China . La central de Chernóbil no tenía un edificio de contención, pero el núcleo finalmente fue detenido por la base de hormigón. Debido a la preocupación de que el núcleo fundiera el hormigón, se inventó un « dispositivo de captura de núcleo » y se excavó rápidamente una mina bajo la central con la intención de instalar dicho dispositivo. El dispositivo contiene una cantidad de metal diseñada para fundirse, diluyendo el corio y aumentando su conductividad térmica; la masa metálica diluida podría enfriarse mediante agua que circula por el suelo. Hoy en día, todos los nuevos reactores de diseño ruso están equipados con capturadores de núcleo en la parte inferior del edificio de contención. ^{[ 14 ]}

Los reactores AREVA EPR , SNR-300, SWR1000, ESBWR y Atmea I cuentan con sistemas de retención de núcleo.

El ABWR tiene una gruesa capa de piso de hormigón basáltico diseñada específicamente para contener el núcleo. ^{[ 15 ]}

• Norma Nacional Estadounidense, ANSI N18.2, "Criterios de seguridad nuclear para el diseño de centrales de reactores de agua a presión estacionarios", agosto de 1973.
• IEEE 279, "Criterios para sistemas de protección en centrales nucleares".