Seguridad y Operación en Reactores Nucleares: Conceptos Clave

Explicación de la Fórmula de los 4 Factores

Significado físico de la fórmula de los 4 factores.

La condición que debe cumplir una reacción en cadena divergente en un sistema infinito es que el factor de reducción (K), sea al menos igual a la unidad, de forma que la desaparición de un neutrón lento vaya seguida de una serie de procesos que conduzcan a la reaparición de un nuevo neutrón lento. Tomando como punto de partida la aparición de un neutrón térmico en algún punto del interior del sistema, la probabilidad de que se produzca una absorción de este neutrón en uranio se conoce como "factor de utilización térmica" (f). La probabilidad de absorción en el moderador y en los diferentes materiales es "1-f=0,12", por lo tanto, "f=0,88".

En la fisión del ²³⁵U, el neutrón original producirá neutrones rápidos "ηf", siendo "n" el número de neutrones emitidos por cada neutrón térmico absorbido, "η=1,31". Estos neutrones rápidos se enfrentan tanto al uranio como al moderador a través de una serie de procesos. Existe una probabilidad pequeña de que se produzca la fisión rápida del ²³⁸U. Esta probabilidad viene dada por el "factor de fisión rápida" (ϵ=1,02).

Aunque los neutrones pierden un 10% de energía en cada colisión, esta pérdida no garantiza que la energía presentará un valor correspondiente a los picos de absorción de resonancia del ²³⁸U. Entonces, introducimos un "factor de probabilidad de escape a la resonancia" (P), que es la probabilidad de que un neutrón rápido alcance la energía térmica como resultado de los procesos de enfriamiento. (P=0,89).

El número total de neutrones térmicos producidos por cada neutrón térmico absorbido, es decir, el factor de reproducción para el sistema infinito es:

K_∞= ϵ.η.P.f=1,05

Definición de LOCA

Un LOCA (Loss Of Coolant Accident) es un accidente de base de diseño de tipo 8 (fusión del núcleo del reactor por pérdida del refrigerante) que es uno de los más graves. Es una pérdida de refrigerante por rotura en el circuito primario, debido a una rotura a "Guillotina" de una de las tuberías. Esto sucede en los reactores de tipo PWR. En los de tipo BWR, la rotura se produce en el circuito de recirculación.

La gravedad en PWR es que el núcleo del reactor queda descubierto por falta de agua, ya que el agua que estaba en el reactor a alta presión y temperatura, al producirse la rotura, pasa a vapor debido a la disminución de presión. En este momento, entran las varillas de control y se para la reacción en cadena. Sin embargo, el núcleo sigue generando calor y puede llegar a fundirse. El calor proviene de la desintegración radiactiva alfa, beta y gamma de los productos de la fisión.

En la parte superior del edificio de contención hay unas duchas de agua fría que entran en funcionamiento, disminuyendo la presión del interior del edificio de contención, evitando las posibles fugas al exterior. Este agua de las duchas y el vapor que ha condensado caerá a la parte inferior, donde se recogerá en un sumidero. Como está demasiado caliente, la bomba de baja presión lleva este agua al intercambiador de calor para disminuir su temperatura y volver a ser inyectada en el reactor para refrigerarlo. Así, siempre habrá agua dentro del reactor.

Si alguna de las varillas de combustible se queda al descubierto, al ser metálicas y al estar a temperaturas muy elevadas, pueden disociarse con el vapor de agua, produciendo hidrógeno y oxígeno, pudiendo llegar a estallar el hidrógeno.

También se inyecta agua borada que, gracias a su contenido de boro, disminuye la K del reactor.

Descripción del ECCS y Consecuencias de su Ausencia

El ECCS (Emergency Core Cooling System) es un sistema de refrigeración de emergencia para evitar la fusión del núcleo. Ante una rotura:

1. Actúa un acumulador que está lleno de agua borada (boro -> control químico) a una presión de 50 atmósferas. Si se rompe el núcleo, desciende la presión del circuito primario, se abre una válvula y el agua borada pasa al núcleo del reactor.
2. En caso de que este agua se agote, por caída al suelo o por la transformación en vapor, se inicia el sistema de "seguridad pasivo". En este sistema no hay bomba, se abre la válvula y pasa el agua al núcleo. Se inyecta por la rama fría.
3. Si se acaba el agua, se inicia el sistema activo de baja presión. En este sistema sí hay bomba. Este sistema coge el agua del tanque de almacenamiento de agua que está fuera del edificio de contención.

El edificio de contención está diseñado para que la presión no pase de 3 atmósferas.

4. El agua se recoge por los sumideros y una bomba de baja presión la lleva a un intercambiador de calor, donde se refrigera gracias al agua que este coge de fuera. Luego, vuelve a ser inyectada al núcleo.

(FALTA EL DIBUJO Y LA CONSECUENCIA)

Reactores Nucleares y Sistemas Suministradores de Vapor Nucleares (NSSS)

PWR (Pressurized Water Reactor)

Son reactores nucleares con agua a presión. Por un lado, tenemos un circuito primario donde se encuentra el reactor y, por otro lado, un circuito secundario cuyo funcionamiento es similar al de una central térmica convencional. En el circuito primario tenemos agua líquida y con una presión muy elevada (P: 150 atm, T: 240 ºC). Es en el generador de vapor donde se va a producir el vapor que va a la turbina. El núcleo del reactor es donde se encuentran las varillas: en la parte superior es donde se encuentran los mecanismos de control (si sacamos las varillas de control, aumentan las fisiones y, si las metemos, disminuyen). El agua entra a 290 ºC, se dirige a la parte inferior del reactor y comienza a ascender, recubriendo las varillas de uranio (pasa entre las varillas). El agua se va calentando al pasar entre las varillas y sale a 325 ºC. El caudal que entra es de 1 m³/s. Las varillas están alineadas verticalmente. Por la parte inferior se encuentran los detectores de neutrones que miden el flujo neutrónico. La vasija que contiene al núcleo del reactor se llama vasija de presión, que se fabrica con una gran calidad. Debe aguantar grandes presiones. Puede llegar a tener hasta 4 generadores de vapor.

Ensamblaje de combustible: Puede tener cerca de 144 varillas. Es lo que se introduce en el reactor. Las varillas o vainas de combustible son muy delgadas y pueden tener hasta 4 metros de longitud (el combustible suele ser óxido de uranio). Estas tienen que ser muy delgadas para que el calor pase al agua. Estas varillas deben ser herméticas para que la fisión no pase al agua.

Generador de vapor: El agua caliente procedente del reactor nuclear entra por la parte inferior. La trayectoria es: pasa hacia arriba a través de cientos de tubos (en forma de U invertida), llega a la parte superior y vuelve a descender a menor temperatura, saliendo por la parte de abajo el agua. Por la parte superior sale el vapor que va a las turbinas. El agua del circuito secundario va por el exterior de los tubos, que es por donde va el agua del circuito primario. El agua del circuito secundario se va calentando a la vez que asciende, mientras que el del circuito primario se va enfriando. También nos encontramos con un separador de humedad que elimina la humedad del vapor que pasa a la turbina, ya que este vapor tiene que ser seco. El primer separador de humedad está formado por álabes que hacen que las gotas pequeñas choquen y el segundo separador, que es plano, hace que las gotas más grandes choquen y no pasen a la turbina (se encuentran en la parte superior del generador de vapor).

Presurizador: Su función es mantener la presión del circuito primario. Si la presión aumenta por encima del valor debido, el agua pasa al presurizador. Si la presión disminuye, lo que hace es meter agua al reactor. Está lleno con agua hasta la mitad. La otra mitad es de vapor de agua. Por la parte inferior entra agua a presión del circuito primario, aumenta la presión del vapor de agua, por la parte superior se inyecta mediante unas duchas agua fría, compensando la presión. Cuando sale el agua, disminuye la presión, por lo que mediante unos calentadores se restablecería la presión. En la parte superior hay unas válvulas de seguridad. En el caso de que haya mucha demanda de energía eléctrica, estando el reactor a un nivel que no llega, baja la presión en el reactor debido a que disminuye el número de fisiones, disminuyendo la temperatura. En caso contrario, se aumentarían las fisiones, aumentando la temperatura del agua y aumentando la presión. En estos casos se utilizan los presurizadores.

BWR (Boiling Water Reactor)

Son reactores de agua en ebullición que no disponen de generador de vapor. El reactor envía directamente el vapor a la turbina. El condensador actúa de la manera siguiente: entra el vapor y pasa a través de este, donde será enfriado por agua que pasa a través de un serpentín con agua cogida de un río. Son los más antiguos y los que menos problemas han dado. En el reactor nuclear, el nivel de agua está muy alto. En la parte superior están los separadores de vapor. El agua de alimentación entra por un lateral en la parte inferior. Se mete entre las varillas por la parte inferior, calentándose hasta llegar a la parte superior, pasando el vapor a la turbina de vapor. En la parte superior se encuentran los separadores de humedad que están girando y, más arriba, se encuentran unos secadores de humedad. Las varillas de control se insertan por la parte inferior. En este circuito se pueden formar burbujas de agua. Si aumentamos las reacciones en cadena y aumenta el número de burbujas, disminuye el número de fisiones (se producen menos neutrones térmicos). Haciendo circular a mucha velocidad el agua por unos circuitos de recirculación situados en los laterales. Por efecto Venturi, lo que se hace es barrer las burbujas del reactor, aumentando las fisiones y pasando mejor el calor al agua -> se aumenta la potencia.

Niveles de Seguridad en Plantas Nucleares

Primer Nivel

Diseñar para la máxima seguridad en operación normal y máxima tolerancia en caso de mal funcionamiento. Dirigida a prevenir los accidentes en cuanto a su diseño, construcción… Hay 5 puntos:

• El reactor debe tener un coeficiente de temperatura negativo y un coeficiente de vacío negativo.
• Solamente materiales cuyas propiedades son conocidas para la utilización bajo las condiciones de la planta, incluyendo la exposición a radiación, pueden ser usados como combustible.
• La instrumentación de control debe ser controlada en todo momento por el personal de operaciones. Instalar con suficiente redundancia.
• La planta debe ser construida con los más altos estándares de calidad.
• Los equipos deben ser instalados para permitir el chequeo continuo e inspección por desgaste o fallo.

COEFICIENTE DE VACÍO NEGATIVO: Al aumentar el vacío, las fisiones bajan. Se basa en que se producen burbujas de agua en el reactor y, por lo tanto, disminuye el número de fisiones, produciéndose menos neutrones térmicos, ya que hay menos agua. La reacción en cadena va a parar, k disminuye.

COEFICIENTE DE TEMPERATURA NEGATIVO: Si la temperatura aumenta, el número de fisiones baja debido al efecto Doppler. Hay una serie de picos de absorción para determinadas energías de los neutrones. A temperatura normal, es poco probable que la energía del neutrón coincida con el pico de absorción. Al aumentar la temperatura, es más fácil que un neutrón coja esa energía. El neutrón no tiene la energía ni la velocidad, pero si se junta con el uranio, podría llegar a cogerla. A más temperatura, es más probable que el neutrón sea absorbido si coincide con los picos de resonancia, disminuyen las fisiones.

Segundo Nivel

Sistema de refrigeración de emergencia para prevenir la fusión del núcleo (ECCS), accidente de pérdida de refrigerante (LOCA).

Tercer Nivel

Proveer sistemas de seguridad adicionales DBA (Design Basis Accident).

Proceso de Reprocesamiento del Combustible Nuclear

Es el producto de fisión gastado (combustible gastado). En este tendremos ²³⁸U y ²³⁹Pu, además de otros productos de fisión que consideramos residuos (¹³¹I…). Lo que nos interesa es recuperar ²³⁸U y ²³⁹Pu. Lo extraemos en naves altamente aisladas, mediante el método PUREX.

Este método se basa en que el uranio y el plutonio se suelen encontrar en un estado de oxidación, U⁺⁶ y Pu⁺⁴. Ambos son muy solubles en disolventes orgánicos (HNO₃).

El plutonio con valencia +3 (Pu⁺³) se hace insoluble, así se separa del uranio.

Este sistema tiene unos pasos:

1. Se calienta el combustible para extraer los gases de los productos de fisión. Se ataca con ácido nítrico (HNO₃) y se pasa por un filtro, quedando las partes no solubles y pasando el uranio, plutonio y productos de fisión.
2. Se meten en una columna de extracción, donde se mezclan todos los productos con disolvente orgánico, así los de mayor densidad salen por la parte de abajo y los de menor densidad por la parte de arriba, productos no solubles.
3. En la siguiente columna se mezcla todo, se introduce un agente reductor que pasa el Pu⁺⁴ a Pu⁺³ (insoluble), separándolo así del uranio.
4. Se introduce en una tercera columna, mezclando los productos restantes con ácido diluido, separándose el uranio del disolvente orgánico.

Fundamentos Físicos del Enriquecimiento de Uranio: Difusión Gaseosa, Láser y Centrifugación de Gas

Normalmente, se suelen emplear para realizar el enriquecimiento del uranio. Este proceso consiste en pasar el ²³⁵U al 0,7% a ²³⁵U al 3%. Esto quiere decir que pasamos de tener 0,7 átomos de ²³⁵U por cada 100 átomos de uranio a tener 3 átomos de ²³⁵U.

No se puede realizar mediante procedimientos químicos, ya que no distinguen entre el ²³⁸U y el ²³⁵U. Hay que utilizar procedimientos físicos que utilizan las diferencias de masas entre uno y otro. Existen tres tipos de procesos físicos diferentes:

Enriquecimiento por Difusión Gaseosa

Es común en los 3 procesos que el óxido de uranio se transforme en gas (UO₂ -> UF₆ (fluoruro de uranio)). Como hay que ir a temperaturas muy elevadas, se utiliza el UF₆, que se convierte en gas por encima de los 40 ºC.

En 100 gramos de UF₆ tenemos:

1. El 0,7% de moléculas de ²³⁵UF₆.
2. El 99,3% de moléculas de ²³⁸UF₆.

Como el flúor siempre tiene la misma masa, las masas de los anteriores isótopos serán:

1. m₂₃₈=238+(6*19)=352_u
2. m₂₃₅=235+(6*19)=349_u -> m₂₃₈> m₂₃₅

Para un gas a una determinada temperatura, la energía cinética de las moléculas es la misma, pero a distintas velocidades, esta energía cambia. Así tenemos que:

1. 3/2*K*T=1/2* m₂₃₈*V²₂₃₈
2. 3/2*K*T=1/2* m₂₃₅*V²₂₃₅ -> 1/2* m₂₃₈*V²₂₃₈=1/2* m₂₃₅*V²₂₃₅

Para que se cumpla esta expresión, como la masa de las moléculas del ²³⁸UF₆>²³⁵UF₆, la velocidad debe ser más pequeña.

El proceso de separación se vale de esta diferencia de velocidades. Se introduce UF₆ en un tubo de sección cilíndrica con una membrana porosa que le divide en diferentes secciones. Las moléculas de ²³⁵U y las de ²³⁸U situadas inicialmente a un lado de la membrana (izquierdo) chocan contra la membrana y, como las del ²³⁵U son más rápidas, lo hacen con más fuerza, pasando al otro lado de la membrana en mayor proporción. Posteriormente, el proceso se repite hasta conseguir separar el ²³⁵U, que es el objetivo anteriormente mencionado.

Para evitar que las partículas se ralenticen, alargando el proceso, se emplean bombas que mueven la concentración de uranio. Estas también absorben las partículas que no han pasado la membrana y las evacuan a la siguiente membrana.

Para el funcionamiento y refrigeración de estas bombas se produce un gran consumo de energía.

Separación mediante Láser

Características del láser:

1. Es una luz altamente monocromática que tiene una amplitud de onda muy concreta: λ=5027 Aº±0,025 Aº donde ±0,025 sería el error o variación, con un ancho de banda muy pequeño.
2. Es una luz coherente, es decir, se emite en fase. El resultado de lo que sale por el rayo láser es la suma de todas las ondas emitidas, siendo la onda resultante una onda de gran amplitud.

Estas 2 características hacen que la intensidad de luz sea elevadísima.

3. Tiene un haz de luz poco divergente.

Ventajas de tener una luz monocromática: La energía necesaria para subir un electrón un nivel es E=h*f. Para subir un electrón al nivel inmediatamente superior, se puede hacer ajustando la frecuencia del láser, para excitar el ²³⁵U y no el ²³⁸U. Ionizo así un átomo y el otro no. Si empleamos luz normal, ionizaríamos ambos átomos.

Ionizar es añadir energía al electrón para que pase a una capa superior.

Esquema usado: Se calienta el uranio hasta hacerse líquido y producirse vapor de ²³⁵U y ²³⁸U. Este vapor se hace pasar a través de unas placas con un haz de rayo láser de ida y vuelta que ioniza el ²³⁵U, perdiendo un electrón y quedando cargado positivamente. Este ²³⁵U cargado positivamente es atraído por una capa ionizada negativamente. El ²³⁵U se recoge de esta placa, mediante un campo eléctrico.

Gas Centrifugado

Es el procedimiento más usado en Europa. El UF₆ entra en el centrifugador. Este consta de una pared fija y un cilindro giratorio, entre ellos no existe contacto ninguno y el soporte es electromagnético. El movimiento del gas es en sentido ascendente, se calienta por la parte inferior. El ²³⁸U, al tener más masa, se pega a las paredes del cilindro, mientras que el ²³⁵U, al ser más ligero, sube hacia arriba y es captado por la boquilla.

Se necesitan varias centrifugadoras funcionando a gran velocidad para conseguir un enriquecimiento hasta un determinado porcentaje. El consumo eléctrico es pequeño.

Economía Neutrónica en un Sistema: Tamaño Crítico

Factor de multiplicación o reproducción: K=nº fisiones en 1 generación/nº fisiones en 1 generación anterior

Si el número de fisiones de una generación es mayor que el de la anterior, k>1, por lo tanto, el reactor se llama supercrítico. Si k=1, el reactor es crítico y si k<1, subcrítico.

Cuando k=1, el reactor está estable, ya que el número de fisiones no cambia. Cuando el reactor está parado, para aumentar el número de fisiones hay que sacar las varillas de control, haciendo que el reactor entre en un estado supercrítico. En el momento en que se quiera estabilizar, se vuelven a introducir las varillas de control. Cuando se quiera parar, hay que añadir más varillas de control para que k<1, estado subcrítico. La K varía en un reactor metiendo o sacando las varillas de control del reactor. Si inyectamos en el reactor agua borada, también se disminuye la k, ya que el boro absorbe neutrones.

Este factor de multiplicación influye directamente en la reactividad del reactor (ρ(reactividad)=k-1). Esta se puede definir como el exceso sobre uno de la constante k. Por lo tanto, si tenemos un reactor en estado crítico y sacamos una varilla de control, el número de fisiones aumenta junto con la k. Así tendremos una reactividad positiva. Si añadimos agua borada, la reactividad es negativa.

Principios de Seguridad en Plantas Nucleares

Barreras frente a los productos de fusión:

• COMBUSTIBLE NUCLEAR: Formado por pequeñas pastillas de uranio. Dentro de la propia pastilla pueden quedar los productos de fisión. Los productos de fisión que pueden escapar son los que se producen en la superficie de la pastilla, lo más cerca de la vaina de Zircaloy. Si el combustible nuclear lleva mucho tiempo quemándose, los productos de fisión gaseosos saldrán de la pastilla de uranio, aunque deben quedar dentro de la vaina. Al final de la vaina se dejan unos huecos donde se pueden almacenar los productos de fisión gaseosos que se producen a lo largo del tiempo.
• VAINA (Zircaloy): Es la segunda barrera de seguridad. Debe ser lo suficientemente estrecha para que se transmita el calor al agua, pero lo suficientemente hermética para que no salgan los productos de fisión gaseosos.
• CIRCUITO DE REFRIGERACIÓN: El circuito primario (PWR) actúa como barrera y tiene filtros para atrapar cualquier producto de fisión que aparezca en el agua.
• VASIJA DE PRESIÓN: Exige unas normas de mantenimiento muy importantes, que son las que exigen el arranque del reactor (25 ºC/h). Determina el tiempo de puesta en marcha del reactor. Hay que calentarlo poco a poco a lo largo de 24 horas. Está fabricada de acero austenítico. Los neutrones pueden arrancar átomos de hierro y dejar intersticios, lo que hace que el material pierda ductilidad y se vuelva frágil.
• EDIFICIO DE CONTENCIÓN: Es el edificio del reactor. Si tenemos alguna fuga de agua en el circuito de refrigeración, esa agua caería al suelo. Suele tener un espesor de 1 metro, es de hormigón armado y se mantiene a una presión ligeramente inferior a la atmosférica. Lleva recubrimiento de acero inoxidable. En el PWR hay que reservar espacio para los 3 o 4 generadores de vapor. En el BWR se puede tener 2 contenciones. La primera, la que recubre al reactor y la segunda, el propio edificio del reactor. La primera tiene forma de bombilla, se denomina pozo seco. Los PWR suelen ser esféricos para mantener mayores presiones, en cambio, los BWR suelen ser cuadrados, ya que tienen 2 contenciones.
• LOCALIZACIÓN DE UNA CENTRAL NUCLEAR: Debe localizarse en sitios que no estén habitados y que no haya sismicidad.
• EVACUACIÓN: Traslado de la población cercana a la central siempre que haya problemas en la central nuclear. Esta evacuación corre a cuenta de los ayuntamientos.

Clasificación de los Accidentes en un Reactor

Los accidentes en los reactores nucleares se clasifican en 9 tipos:

• Tipo 1: Incidentes triviales durante el funcionamiento normal de la central.
• Tipo 2: Pequeñas emisiones de radiactividad fuera del edificio de contención.
• Tipo 3: Fallos en los sistemas de residuos radiactivos.
  • 3.1.: Fugas en los equipos al exterior.
  • 3.2.: Emisión de gases de los tanques de almacenaje.
  • 3.3.: Emisión de líquidos radiactivos de los tanques de almacenaje.
• Tipo 4: Fugas de productos de fisión al sistema primario.
  • 4.1.: Defectos en vainas.
  • 4.2.: Aumentos de potencia en algunas zonas del núcleo del reactor, pasando de los productos de fisión al refrigerante.
• Tipo 5: Fugas de productos de fisión al primario y al secundario (PWR).
  • 5.1.: Defectos en vainas.
  • 5.2.: Fallos y fugas en un generador de vapor.
  • 5.3.: Rotura de un tubo o vainas en el generador de vapor.
• Tipo 6: Accidentes en la recarga del combustible.
  • 6.1.: Caída de un paquete de combustible.
  • 6.2.: Caída de un objeto pesado sobre el combustible.
• Tipo 7: Accidentes en la manipulación del combustible gastado.
  • 7.1.: Caída de un ensamblaje de combustible gastado en la piscina.
  • 7.2.: Caída de un objeto pesado sobre las vainas de combustible.
  • 7.3.: Caída del recipiente metálico donde se almacena el combustible.
• Tipo 8: Accidentes de base de diseño (BDA). Se han completado y considerado a la hora de diseñar el reactor nuclear.
  • 8.1.: Pérdida de refrigerante (fusión del núcleo del reactor).
  • 8.1.1.: Rotura en línea de instrumentación del circuito primario.
  • 8.1.2.: Extracción rápida de una varilla de control (aumenta la reacción en cadena) -> PWR. Caída de una vaina.
  • 8.1.3.: Caída de varilla en órgano de control. Rotura en línea de vapor del circuito secundario (BWR).
• Tipo 9: No hay nada previsto. Accidentes que se producen por una secuencia de accidentes muy improbables (rotura repentina de toda la vasija del reactor, se estropeen todos los sistemas de alimentación eléctrica, el edificio de contención fuese golpeado por un avión cargado).

ACCIDENTES MÁS GRAVES: Pérdida de refrigerante.