En todos los reactores nucleares, la energía se produce dentro del combustible por una reacción en cadena de fisiones de los núcleos de sus átomos. El combustible nuclear más común es el uranio-235. Cada fisión divide un átomo de combustible en dos nuevos átomos de producto de fisión y también expulsa de su núcleo neutrones que provocan más fisiones de los átomos. La mayor parte de la energía liberada por la fisión es transportada por los productos de fisión y, a su vez, se convierte en energía térmica en los átomos de combustible adyacentes a medida que detienen estos productos de fisión que se mueven rápidamente y absorben su radiación. Los neutrones se llevan alrededor del 3% de la energía de fisión.

Se evita que el núcleo del reactor se caliente demasiado mediante un refrigerante líquido o gaseoso, que también produce el vapor (ya sea directa o indirectamente) para impulsar la turbina. Los materiales absorbentes de neutrones se incorporan a las barras de control, que se pueden mover dentro y fuera de las cavidades del núcleo del reactor para controlar la velocidad de la reacción de fisión según lo desee el operador de la central eléctrica. En los reactores de agua a presión, los materiales absorbentes se pueden colocar en el sistema de refrigeración del reactor a través de absorbentes solubles.

La mayoría de los productos de fisión son inestables y, por lo tanto, radiactivos. Se desintegran, liberando radiación de un tipo ya una velocidad características de cada elemento del producto de fisión, y un nuevo producto hijo que también puede ser radiactivo. Esta secuencia de descomposición continúa hasta que finalmente da como resultado productos secundarios que son estables (no radiactivos). Otros productos radiactivos se forman en el reactor por absorción de neutrones en el núcleo de los átomos de materiales no fisionables, como el uranio-238, y materiales estructurales, como guías, soportes y vainas de combustible.

En los reactores que han estado en funcionamiento durante algún tiempo, la descomposición de los productos de fisión y la creación de nuevos productos de fisión alcanzan un equilibrio cercano. En este punto, la radiación y la producción de energía resultante de la descomposición de los productos radiactivos es casi una décima parte de todo lo que se produce en el reactor.

Es esta gran cantidad de material radiactivo la que crea los riesgos que son específicos de las centrales nucleares. En condiciones de funcionamiento, la mayoría de estos materiales radiactivos se comportan como sólidos, pero algunos se comportan como gases o se vuelven volátiles a la alta temperatura del reactor. Algunos de estos materiales radiactivos podrían absorberse fácilmente en los organismos vivos y tener efectos significativos en los procesos biológicos. Por lo tanto, son peligrosos si se liberan o se dispersan en el medio ambiente.

Tipos y características de las estaciones nucleares

Los reactores térmicos utilizan materiales llamados moderadores para reducir la velocidad de los neutrones rápidos producidos por la fisión para que puedan ser capturados más fácilmente por los átomos fisionables de uranio-235. El agua ordinaria se usa a menudo como moderador. Otros moderadores utilizados son el grafito y el deuterio, un isótopo del hidrógeno, que se utiliza en forma de óxido de deuterio, agua pesada. El agua ordinaria es principalmente óxido de hidrógeno y contiene una pequeña proporción (0.015%) de agua pesada.

El calor se elimina del combustible mediante un refrigerante, que directa o indirectamente produce vapor para impulsar la turbina y que también controla la temperatura del núcleo del reactor, evitando que se caliente demasiado y dañe el combustible o los materiales estructurales. Los refrigerantes de uso común en los reactores térmicos incluyen agua ordinaria, agua pesada y dióxido de carbono. El agua tiene buenas características de transferencia de calor (alto calor específico, baja viscosidad, fácil de bombear) y es el refrigerante más común utilizado en las centrales nucleares. El enfriamiento del núcleo de un reactor con agua presurizada o hirviendo permite densidades de energía de núcleo altas, de modo que se pueden construir grandes unidades de energía en recipientes de reactores relativamente pequeños. Sin embargo, el sistema de refrigeración del reactor que usa agua debe operar a alta presión para alcanzar presiones y temperaturas de vapor útiles para la operación eficiente del generador de turbina de vapor. Por lo tanto, la integridad del límite del sistema de refrigeración del reactor es muy importante para todas las centrales nucleares refrigeradas por agua, ya que es una barrera que protege la seguridad de los trabajadores, el público y el medio ambiente.

El combustible en todos los reactores de potencia refrigerados por agua, y en la mayoría de los demás reactores, es dióxido de uranio cerámico, revestido de metal, acero inoxidable o una aleación de circonio. El dióxido de uranio sinterizado proporciona un combustible no combustible que puede operar durante períodos prolongados y retener sus productos de fisión a altas temperaturas sin distorsión o fallas significativas. Los únicos reactores de potencia térmica en funcionamiento que utilizan otro combustible que no sea dióxido de uranio son las centrales Magnox (enfriadas con dióxido de carbono), y se están poniendo fuera de servicio gradualmente a medida que llegan al final de su vida útil.

Los materiales absorbentes de neutrones (como el boro, el cadmio, el hafnio y el gadolinio) utilizados en diversas formas, como en las barras de control revestidas de acero o en solución en refrigerantes o moderadores, pueden introducirse y extraerse del núcleo del reactor para controlar la velocidad de reacción de fisión en cualquier nivel designado. A diferencia de la generación de energía con combustibles fósiles, no se necesita aumentar la cantidad de combustible para aumentar el nivel de energía producido en una reacción en cadena de fisión.

Una vez que se inicia un aumento en la tasa de producción de energía de fisión, continuará hasta que se detenga mediante la inserción en el núcleo de la cantidad apropiada de moderador y materiales absorbentes de neutrones. Tal aumento de potencia es causado por un excedente de neutrones en la reacción en cadena de fisión sobre los requeridos para una reacción en cadena de equilibrio. Por lo tanto, la tasa de fisión y la producción de energía resultante se pueden controlar de manera muy sensible agregando o eliminando cantidades muy pequeñas de materiales absorbentes de neutrones. Si se requiere una reducción repentina en el nivel de potencia, se inyecta en el núcleo una cantidad relativamente grande de material absorbente de neutrones. Cada concepto de reactor tiene su propia característica de reactividad que determina los diseños de los dispositivos de absorción de neutrones de control y parada para garantizar un control eficiente de la potencia y una parada segura y rápida cuando sea necesario. Sin embargo, los mismos principios básicos de control y seguridad se aplican a todos.

Los principales tipos de reactores de potencia térmica en servicio hoy en día se ilustran en la figura 1, y las características principales se dan en la tabla 1. En las ilustraciones simplificadas de la figura 1, se muestran escudos de hormigón que rodean los reactores y los sistemas de refrigeración primarios. Los escudos, que comprenden una variedad de diseños, generalmente brindan protección contra la radiación directa del reactor y también proporcionan contención de cualquier fuga de los sistemas moderadores o de enfriamiento del reactor, y generalmente están diseñados para soportar las presiones significativas que podrían resultar en caso de una falla importante de los sistemas de refrigeración.

Figura 1. Tipos de centrales nucleares

Tabla 1. Características de la central nuclear (1997)

En un reactor de agua a presión (PWR) central eléctrica, el refrigerante primario y el moderador del reactor son lo mismo: agua ordinaria purificada, que está separada del circuito secundario de agua de alimentación/vapor por un límite metálico en los generadores de vapor (a veces llamados calderas), a través de los cuales se transfiere el calor por conducción. Por lo tanto, el vapor alimentado al generador de turbina no es radiactivo, y la planta generadora de turbina de vapor puede funcionar como una central eléctrica convencional. Debido a que el hidrógeno en el refrigerante primario/agua moderadora absorbe una fracción significativa de los neutrones, es necesario enriquecer el contenido de isótopos fisionables de uranio-235 del combustible entre un 2 % y un 5 % para sostener una reacción en cadena práctica para la producción de energía a largo plazo.

En todas las centrales nucleares en funcionamiento con reactores de agua pesada a presión (PHWR), el moderador del reactor y refrigerante principal es agua pesada con un contenido isotópico muy alto de deuterio (>99%). En el CANDU PHWR, que constituye casi todos los PHWR operativos, el moderador se separa del refrigerante principal y se mantiene a una temperatura y presión relativamente bajas, lo que proporciona un entorno conveniente para ubicar la instrumentación de monitoreo y control, y una capacidad de enfriamiento de respaldo incorporada en caso de de falla en la tubería de refrigerante principal. El combustible y el refrigerante primario en el CANDU están en tubos de presión horizontales en el núcleo del reactor. Al igual que en los PWR, el refrigerante primario y el circuito secundario de agua de alimentación/vapor están separados por un límite metálico en los generadores de vapor, a través del cual se transfiere el calor del agua pesada primaria al sistema de agua de alimentación de vapor de agua ordinaria. El vapor que alimenta la planta turbogenerador es, por tanto, vapor de agua corriente, no radiactivo (salvo pequeñas cantidades por fugas), y la planta turbogenerador puede funcionar como una central térmica convencional. El moderador de agua pesada y el refrigerante absorben solo una fracción muy pequeña de los neutrones generados durante la fisión, lo que permite una reacción en cadena práctica para la producción de energía a largo plazo utilizando uranio natural (0.071 % de uranio-235). Los PHWR existentes pueden operar con combustible de uranio-235 ligeramente enriquecido, lo que da como resultado una extracción de energía total proporcionalmente mayor del combustible.

En un reactor de agua en ebullición (BWR) central nuclear, el agua de refrigeración primaria se evapora parcialmente en el propio núcleo del reactor, y el vapor allí generado se alimenta directamente a la turbina-generador. La presión de operación en el reactor es menor que la de los PWR, pero la presión del vapor alimentado a la turbina es similar. El vapor alimentado a la turbina es ligeramente radiactivo, lo que requiere algunas precauciones debido a la posible contaminación de bajo nivel del sistema de turbina/agua de alimentación. Sin embargo, esto no ha demostrado ser un factor importante en la operación y mantenimiento de los BWR. En los BWR, el control de la potencia del reactor se ve afectado por la cantidad de vapor en el núcleo, y esto tiene que compensarse con el control apropiado de la tasa de flujo de refrigerante o las inserciones de reactividad a medida que cambia el nivel de potencia del reactor.

reactores magnox, también conocido como reactores refrigerados por gas (GLR), se alimentan con uranio metálico natural revestido de magnesio. Se enfrían con dióxido de carbono a una presión moderada, pero generan vapor a una temperatura relativamente alta, lo que proporciona una buena eficiencia térmica. Tienen núcleos grandes con densidades de potencia bajas, por lo que los recipientes a presión, que también actúan como únicas estructuras de contención, también son grandes. Los recipientes a presión de los primeros reactores Magnox eran de acero. En los últimos reactores Magnox, un recipiente de hormigón pretensado contenía tanto el núcleo del reactor como los intercambiadores de calor generadores de vapor.

Reactores avanzados refrigerados por gas (AGR) utilizar combustible de óxido de uranio enriquecido (2.3% U-235). Se enfrían con dióxido de carbono a una presión más alta que los reactores Magnox y tienen una transferencia de calor y una eficiencia térmica mejoradas. La mayor densidad de potencia del núcleo en los AGR en comparación con los reactores Magnox permite que el reactor AGR sea más pequeño y más potente. La vasija de presión de hormigón pretensado, que contiene tanto el núcleo del reactor como los intercambiadores de calor que elevan el vapor, también actúa como estructura de contención.

Reactores de grafito de agua ligera (LWGR) son un híbrido de diferentes sistemas de energía nuclear. Las únicas centrales de este tipo en funcionamiento hoy en día son los reactores RBMK ubicados en la antigua Unión Soviética, es decir, en Rusia, Ucrania y Lituania. En los reactores RBMK, el agua refrigerante normal fluye hacia arriba a través de canales de refrigeración verticales (tubos) que contienen el combustible y hierve dentro del núcleo. El vapor producido en el núcleo se alimenta directamente a la turbina-generador como en un BWR. El moderador de grafito que rodea los canales de refrigerante funciona a una temperatura suficientemente superior a la del refrigerante para que los canales de refrigerante eliminen el calor generado en el grafito al moderar los neutrones. Los reactores RBMK son grandes y tienen muchos canales de refrigeración (>1,500).

Reactores reproductores rápidos (FBR) requieren un enriquecimiento de material fisible en el rango del 20% y pueden sostener la reacción en cadena de la fisión principalmente mediante la absorción de los neutrones rápidos producidos en el proceso de fisión. Estos reactores no necesitan un moderador para reducir la velocidad de los neutrones y pueden utilizar el exceso de neutrones para generar plutonio-239, un combustible potencial para los reactores. Pueden producir más combustible del que consumen. Si bien varios de estos reactores se construyeron para producir electricidad en nueve países de todo el mundo, las dificultades técnicas y prácticas relacionadas con el uso de refrigerantes de metal líquido (sodio) y las tasas de calor muy altas han hecho que el interés disminuya. Ahora sólo hay tres o cuatro relativamente pequeños reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR) en servicio como productores de energía en el mundo, produciendo un total de menos de 1,000 megavatios de energía eléctrica (MWe), y están siendo retirados del servicio gradualmente. Sin embargo, la tecnología de los reactores reproductores se ha desarrollado y documentado considerablemente para su uso futuro, si alguna vez se requiere.

Combustible y Manejo de Combustible

El proceso que comienza con la extracción del mineral que contiene uranio y finaliza con la eliminación final del combustible usado y todos los desechos del procesamiento del combustible se suele denominar ciclo del combustible nuclear. Hay muchas variaciones en los ciclos del combustible, según el tipo de reactor involucrado y el diseño de los arreglos de eliminación de calor en el núcleo del reactor.

Los ciclos básicos de combustible PWR y BWR son casi idénticos, y solo varían en los niveles de enriquecimiento y el diseño detallado de los elementos combustibles. Los pasos involucrados, generalmente en diferentes lugares e instalaciones, son:

• extracción y molienda de uranio para producir torta amarilla (U₃O8)
• conversión de uranio a hexafluoruro de uranio (UF₆)
• enriquecimiento
• fabricación de combustible, que implica la conversión de uranio en dióxido de uranio (UO₂), producción de gránulos combustibles, fabricación de barras de combustible en longitudes iguales a la altura del núcleo del reactor y fabricación de conjuntos de combustible que contienen alrededor de 200 barras de combustible por conjunto en una matriz cuadrada
• instalación y operación en una central nuclear
• ya sea reprocesamiento o almacenamiento temporal
• envío de combustible usado o residuos de enriquecimiento a un depósito central/federal
• disposición final, que aún se encuentra en etapa de desarrollo.

Se requieren precauciones durante estos procesos para asegurar que la cantidad de combustible enriquecido en cualquier lugar sea menor que la que podría resultar en una reacción en cadena de fisión significativa, excepto, por supuesto, en el reactor. Esto da como resultado restricciones de espacio material en la fabricación, envío y almacenamiento.

Por el contrario, el reactor CANDU utiliza uranio natural y tiene un ciclo de combustible simple desde la extracción del mineral hasta la eliminación del combustible, que no incluye los pasos necesarios para proporcionar enriquecimiento y reprocesamiento. El combustible para el CANDU se fabrica de forma semiautomática en paquetes redondos de medio metro de largo de 28 o 37 barras de combustible que contienen UO₂ gránulos No existen restricciones de espacio en la fabricación de combustible de uranio natural, o en el envío o almacenamiento del combustible nuevo o usado. La inmovilización y eliminación del combustible CANDU usado ha estado en desarrollo durante 17 años en Canadá y actualmente se encuentra en la etapa de aprobación del concepto.

En todos los reactores de potencia en funcionamiento, a excepción del tipo Magnox, el componente básico del combustible del reactor es la pastilla de combustible cilíndrica, compuesta por dióxido de uranio (UO₂) polvo que se compacta y luego se sinteriza para alcanzar la densidad y las características cerámicas requeridas. Estos gránulos sinterizados, que se sellan en una aleación de circonio sin soldadura o en tubos de acero inoxidable para producir barras o elementos combustibles, son químicamente inertes con respecto a su revestimiento a temperaturas y presiones normales del reactor. Incluso si el revestimiento está dañado o roto y el refrigerante entra en contacto con la UO₂, este material cerámico retiene la mayoría de los productos de fisión radiactivos y resiste el deterioro causado por el agua a alta temperatura.

Los reactores Magnox utilizan combustible de metal de uranio natural revestido de magnesio y funcionan con éxito a temperaturas relativamente altas, porque el refrigerante, el dióxido de carbono, no reacciona con estos metales en condiciones secas.

El objetivo básico del diseño de las barras de combustible en un reactor nuclear es transferir el calor de fisión generado en el combustible al refrigerante, manteniendo la integridad de las barras de combustible incluso en las condiciones transitorias más severas. Para todos los reactores en funcionamiento, las pruebas exhaustivas de combustible simulado en laboratorios de transferencia de calor han demostrado que la condición transitoria de calor máxima prevista en el reactor se puede acomodar con márgenes de seguridad adecuados por el combustible específico diseñado y autorizado para la aplicación.

El combustible nuevo entregado desde la planta de fabricación a la central eléctrica no es significativamente radiactivo y puede manipularse manualmente o mediante herramientas de elevación/manipulación operadas manualmente, sin blindaje. un tipico conjunto de combustible para un reactor PWR o BWR es una matriz cuadrada de unas 200 barras de combustible, de unos 4 m de largo, con un peso de unos 450 kg. Se requieren alrededor de 200 de estos conjuntos en un gran reactor PWR o BWR. El combustible es manipulado por puente grúa y colocado en racks verticales en seco en la nueva zona de almacenamiento de combustible. Para instalar combustible nuevo en un reactor de agua ligera en servicio, como un PWR o BWR, todas las operaciones se llevan a cabo bajo una profundidad de agua suficiente para brindar protección a cualquier persona que se encuentre sobre el reactor. Primero se debe quitar la tapa con bridas de la vasija del reactor y extraer parte del combustible usado (por lo general, de un tercio a la mitad del núcleo del reactor) mediante grúas aéreas y elevadores de manejo de combustible.

El combustible usado se coloca en bahías de almacenamiento llenas de agua. Otros conjuntos de combustible usados ​​en el núcleo pueden reorganizarse en posición (generalmente movidos hacia el centro del núcleo) para dar forma a la producción de energía en el reactor. Luego se instalan nuevos conjuntos de combustible en todas las posiciones vacantes del sitio de combustible. Puede requerir de 2 a 6 semanas para recargar un reactor más grande, dependiendo de la mano de obra y la cantidad de combustible a reemplazar.

El reactor CANDU y algunos reactores enfriados por gas se alimentan con energía mediante equipos operados a distancia que extraen el combustible usado e instalan nuevos elementos o paquetes de combustible. En el caso del CANDU, el combustible son haces de barras de combustible de medio metro de largo, aproximadamente 10 cm de diámetro y un peso aproximado de 24 kg. El combustible se recibe del fabricante en cajas de embalaje de cartón y se almacena en un área designada para almacenamiento de combustible nuevo, listo para cargar en el reactor. El combustible generalmente se carga diariamente en un reactor en funcionamiento para mantener la reactividad del reactor. En un reactor CANDU grande, 12 paquetes por día es una tasa típica de reabastecimiento de combustible. Los fardos se cargan a mano en un dispositivo de carga de combustible nuevo que, a su vez, carga los fardos en un máquina de combustible que se controla de forma remota desde la sala de control de la estación. Para cargar combustible nuevo en un reactor, dos máquinas de abastecimiento de combustible operadas a distancia se maniobran por control remoto y se acoplan a los extremos del canal de combustible horizontal para ser reabastecido. Las máquinas de abastecimiento de combustible abren el canal en ambos extremos mientras el sistema de refrigeración está a la presión y temperatura de funcionamiento, y el combustible nuevo se empuja por un extremo y el combustible usado se extrae por el otro extremo del canal. Cuando se ha instalado la cantidad requerida de paquetes de combustible, la máquina de abastecimiento de combustible vuelve a instalar los sellos de los canales, y las máquinas de abastecimiento de combustible pueden continuar para reabastecerse de combustible en otro canal o para descargar el combustible usado en el compartimiento de almacenamiento lleno de agua de combustible usado. .

El combustible usado descargado de todos los reactores en funcionamiento es muy radiactivo y requiere enfriamiento para evitar el sobrecalentamiento y protección para evitar la irradiación directa de cualquier organismo vivo sensible o equipo cercano. El procedimiento habitual es descargar el combustible usado en una piscina de almacenamiento de agua con al menos 4 m de cobertura de agua sobre el combustible para protección. Esto permite la observación segura del combustible a través del agua y el acceso para moverlo bajo el agua a un lugar de almacenamiento a más largo plazo.

Un año después de la descarga de un reactor, la radiactividad total y la generación de calor del combustible usado disminuirán a alrededor del 1 % de su valor inicial en la descarga, y dentro de 10 años a alrededor del 0.1 % de su valor inicial en la descarga. Después de aproximadamente 5 a 10 años desde la descarga, la producción de calor ha disminuido hasta el punto de que es factible retirar el combustible de la piscina de agua y almacenarlo en forma seca en un contenedor con solo circulación natural de aire alrededor del contenedor de combustible. Sin embargo, todavía es bastante radiactivo y se requiere blindaje de su radiación directa durante muchas décadas. La prevención de la ingestión del material combustible por organismos vivos es necesaria durante un período mucho más largo.

La eliminación real del combustible usado de los reactores de potencia aún se encuentra en las etapas de desarrollo y aprobación. La eliminación del combustible usado de los reactores de potencia en diversas estructuras geológicas se está estudiando intensamente en varios países, pero aún no se ha aprobado en ninguna parte del mundo. El concepto de almacenamiento subterráneo profundo en estructuras rocosas estables se encuentra ahora en el proceso de aprobación en Canadá como un método seguro y práctico para eliminar finalmente estos desechos radiactivos de alto nivel. Sin embargo, se prevé que incluso con la aprobación del concepto para el año 2000, la eliminación real del combustible usado no tendrá lugar hasta alrededor de 2025.

Operaciones en planta

En los 33 países con programas de energía nucleoeléctrica, existen órganos reguladores que establecen y hacen cumplir las normas de seguridad relacionadas con el funcionamiento de las instalaciones nucleares. Sin embargo, generalmente es la empresa de energía que posee y opera las instalaciones de energía nuclear la que es responsable de la operación segura de sus plantas de energía nuclear. El papel del operador es realmente una tarea de gestión de recopilación de información, planificación y toma de decisiones, y solo ocasionalmente incluye un control más activo cuando se interrumpe la operación de rutina. El operador no es el sistema de protección principal.

Todas las plantas de energía nuclear modernas tienen sistemas de seguridad y control automáticos altamente confiables y muy receptivos que protegen el reactor y otros componentes de la planta continuamente, y que generalmente están diseñados para ser a prueba de fallas en caso de pérdida de energía. No se espera que el operador duplique o sustituya estos sistemas automáticos de control y protección. El operador, sin embargo, debe ser capaz de apagar el reactor casi instantáneamente si es necesario, y debe ser capaz de reconocer y responder a cualquier aspecto de la operación de la planta, aumentando así la diversidad de protección. El operador necesita la capacidad de comprender, diagnosticar y anticipar el desarrollo de la situación general a partir de una gran cantidad de datos proporcionados por los sistemas automáticos de datos e información.

Se espera que el operador:

• comprender cuáles son las condiciones normales en todos los sistemas relevantes para el estado general actual de la planta
• reconocer, con la ayuda de los sistemas automáticos o dispositivos especiales de monitoreo, cuando surgen condiciones anormales y su significado
• saber cómo responder correctamente para restaurar la operación normal de la planta, o llevar la planta a una condición de parada segura.

La capacidad del operador para hacer esto depende del diseño de la máquina, así como de la capacidad y capacitación del operador.

Toda central nuclear debe contar en todo momento con operadores competentes, estables y bien formados. Los operadores nucleares potenciales se someten a un programa de capacitación integral, que generalmente incluye capacitación en el aula y en el trabajo en ciencia, equipos y sistemas de energía, protección radiológica y políticas y principios operativos. Los simuladores de entrenamiento siempre se utilizan en la operación de plantas nucleares de servicios públicos de EE. UU. para proporcionar al operador experiencia práctica en las operaciones de la planta, durante alteraciones y en condiciones inusuales. La interfaz entre el operador y los sistemas de energía es a través de la instrumentación de la sala de control. Los sistemas de instrumentación bien diseñados pueden mejorar la comprensión y la respuesta adecuada de los operadores.

Es habitual designar al personal operativo clave de una central nuclear mientras aún está en construcción, para que puedan asesorar desde el punto de vista operativo y puedan reunir al personal que pondrá en marcha y operará la central. También preparan un conjunto completo de procedimientos operativos antes de que la estación se ponga en marcha y se le permita operar. Los expertos en diseño y el personal regulador inspeccionan estos procedimientos para verificar la consistencia de la intención del diseño y las prácticas operativas.

Se espera que el personal opere la estación de manera sistemática y rigurosa de acuerdo con los procedimientos operativos y las autorizaciones de trabajo. El personal operativo trabaja continuamente para garantizar la seguridad pública mediante la realización de un programa integral de prueba y monitoreo de los sistemas de seguridad y las barreras protectoras, y manteniendo la capacidad de hacer frente a cualquier emergencia de la planta. Cuando los operadores deban tomar medidas en respuesta a una alteración en el estado de la planta, existen procedimientos escritos y sistemáticos para guiarlos y proporcionar la información detallada necesaria para controlar la planta. Dichos procedimientos son revisados ​​por los comités de seguridad reglamentarios y de la estación.

Un programa de gestión de seguridad operacional bien pensado incluye:

• conocimiento detallado de las áreas críticas para la seguridad
• estándares u objetivos que definen un desempeño aceptable
• un programa para monitorear el desempeño, responder a los problemas e informar los resultados
• un programa de revisión de la experiencia para establecer tendencias, el grado de cumplimiento de las normas y la causa de cualquier desempeño inaceptable o en deterioro
• un medio para evaluar el impacto de los cambios propuestos al hardware oa los procedimientos operativos e implementar cambios consistentes con el estándar aceptado.

Además de los procedimientos para el funcionamiento normal, en cada central nuclear existe un sistema de notificación de eventos para investigar y documentar los fallos y deterioros de los equipos, las deficiencias en el diseño o la construcción y los errores de funcionamiento detectados por los sistemas de seguimiento o las pruebas e inspecciones periódicas. Se determina la causa básica de cada evento para que se pueda desarrollar la acción correctiva o preventiva adecuada. Los informes de eventos, incluidos los resultados del análisis y las recomendaciones, son revisados ​​por la gerencia de la estación y por expertos en seguridad y factores humanos, que generalmente se encuentran fuera del sitio de la estación.

El Sistema de notificación de incidentes del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) funciona en todo el mundo para complementar los sistemas nacionales y garantizar que la información se comparta entre todos los países participantes. La Asociación Mundial de Operadores Nucleares (WANO) también proporciona un intercambio de información detallado a nivel operativo.

Los reactores nucleares y todos sus sistemas auxiliares y relacionados con la seguridad se mantienen y prueban de acuerdo con los requisitos de garantía de calidad a intervalos planificados, para garantizar la confiabilidad a lo largo de su vida útil. Además del monitoreo automático, existen pruebas e investigaciones manuales sistemáticas para detectar evidencia de deterioro o falla de los sistemas del equipo. Estos incluyen la vigilancia regular de campo, el mantenimiento preventivo, las pruebas periódicas y el estudio de cambios en las condiciones de la planta.

Se establecen objetivos de rendimiento muy exigentes para los procesos y los sistemas de seguridad a fin de mantener el riesgo para el público y el personal de la estación aceptablemente bajo. Para los sistemas de proceso, que están operando activamente mientras se genera electricidad, las tasas de falla se comparan con los objetivos de desempeño, lo que puede resultar en cambios de diseño donde el desempeño es deficiente. Los sistemas de seguridad necesitan un enfoque diferente, porque entran en funcionamiento solo si fallan los sistemas de proceso. Los programas de prueba integrales monitorean estos sistemas y sus componentes, y los resultados se usan para determinar cuánto tiempo es probable que cada uno de ellos esté fuera de servicio. La cantidad total de tiempo que se calcula que los sistemas de seguridad están fuera de servicio se compara con un estándar de rendimiento muy alto. Si se detecta una deficiencia en un sistema de seguridad, se corrige inmediatamente o se apaga el reactor.

También hay extensos programas de prueba y mantenimiento durante las paradas programadas periódicas. Por ejemplo, todos los recipientes que soportan presión, los componentes y sus soldaduras se inspeccionan sistemáticamente mediante métodos no destructivos de acuerdo con las normas del código de seguridad.

Principios de seguridad y características de diseño de seguridad relacionadas

Hay cuatro aspectos de la reacción en cadena de la fisión que podrían ser peligrosos y que no pueden separarse del uso de la energía nuclear para producir electricidad y, por lo tanto, requieren medidas de seguridad:

1. La fisión da como resultado radiación ionizante, que requiere protección contra la exposición directa a la radiación.
2. Se crean productos de fisión altamente radiactivos, que requieren recintos herméticos para evitar la contaminación del entorno externo y la posible ingestión.
3. La reacción en cadena de la fisión es un proceso dinámico que requiere un control continuo.
4. La producción de calor no se puede detener instantáneamente, ya que la descomposición radiactiva continúa produciendo calor después de que finaliza la reacción en cadena de fisión, lo que requiere un enfriamiento a largo plazo.

Los requisitos de seguridad que exigen estas características explican las grandes diferencias en el equipamiento de seguridad y la estrategia de funcionamiento de una central nuclear con respecto a una central eléctrica que utiliza combustibles fósiles. La forma en que se cumplen estos requisitos de seguridad difiere para los diferentes tipos de centrales nucleares, pero los principios fundamentales de seguridad son los mismos en todas las centrales nucleares.

Durante el procedimiento de concesión de licencias, cada instalación nuclear tiene que demostrar que las emisiones radiactivas serán inferiores a los límites reglamentarios especificados, tanto en condiciones normales de funcionamiento como en caso de avería o condiciones de accidente. La prioridad es prevenir fallas en lugar de simplemente mitigar sus consecuencias, pero el diseño debe ser capaz de hacer frente a fallas si, a pesar de todas las precauciones, ocurren. Esto requiere el más alto grado de garantía y control de calidad, aplicado a todos los equipos, funciones de construcción y operaciones. Las características de seguridad inherentes y las medidas de seguridad diseñadas están diseñadas para prevenir y controlar accidentes y contener y minimizar la liberación de materiales radiactivos.

En particular, la generación de calor y la capacidad de enfriamiento deben coincidir en todo momento. Durante el funcionamiento, el calor se extrae del reactor mediante un refrigerante, que se bombea a través de tuberías conectadas al reactor y fluye sobre la superficie de revestimiento del combustible. En caso de pérdida de energía a las bombas o falla repentina de la tubería de conexión, se interrumpiría el enfriamiento del combustible, lo que podría resultar en un aumento rápido de la temperatura del combustible, la posible falla del revestimiento del combustible y el escape de material radiactivo del combustible a la vasija del reactor. Una parada rápida de la reacción en cadena de la fisión, respaldada por la posible activación de sistemas de refrigeración de reserva o de emergencia, evitaría daños en el combustible. Estas medidas de seguridad están previstas en todas las centrales nucleares.

Incluso cuando el reactor se ha apagado, la pérdida de enfriamiento y la falla de la capacidad de enfriamiento de reserva o de emergencia podrían provocar el sobrecalentamiento del combustible debido a la producción continua de calor por desintegración del producto de fisión en el combustible, como se indica en la figura 2. Mientras la desintegración el calor es solo el 1 % o el 2 % de la producción de calor a plena potencia; si no se elimina, la temperatura del combustible podría alcanzar niveles de falla a los pocos minutos de la pérdida total de enfriamiento. El principio del diseño seguro de las centrales nucleares exige que todas las circunstancias que puedan provocar el sobrecalentamiento del combustible, el daño y la liberación de materiales radiactivos del combustible se evalúen cuidadosamente y se prevengan mediante sistemas de protección y control de ingeniería.

Figura 2. Calor de decaimiento después de la parada del reactor

Para proteger una central nuclear, existen tres tipos de características de seguridad: características inherentes, sistemas pasivos y sistemas activos. Estos se utilizan en varias combinaciones en las centrales nucleares en funcionamiento.

Características de seguridad inherentes hacer uso de las leyes de la naturaleza para mantener la planta de energía segura. Hay características de seguridad inherentes a algunos combustibles nucleares tales que, a medida que aumenta su temperatura, la velocidad de la reacción en cadena de la fisión disminuye. Existen características de seguridad inherentes a algunos diseños de sistemas de enfriamiento en los que el refrigerante circulará sobre el combustible por circulación natural para eliminar adecuadamente el calor de descomposición sin la operación de ninguna bomba. Hay características de seguridad inherentes en la mayoría de las estructuras metálicas que dan como resultado la fluencia o el estiramiento bajo cargas severas en lugar de estallar o fallar.

Funciones de seguridad pasiva incluyen el levantamiento de válvulas de alivio de peso muerto (gravedad) por la presión del fluido que se va a aliviar, o en el uso de energía almacenada en sistemas de inyección de refrigerante de emergencia, o en algunos recipientes de contención que están diseñados para acomodar la energía de la falla de la tubería sistemas y el posterior calor de descomposición.

Sistemas de seguridad activa incluyen todos los sistemas que requieren señales de activación y una fuente de alimentación de alguna forma. Los sistemas activos generalmente pueden controlar una gama más amplia de circunstancias que los sistemas inherentes y pasivos, y pueden probarse sin restricciones durante la operación del reactor.

El diseño de seguridad de las centrales nucleares se basa en una combinación seleccionada de sistemas inherentes, pasivos y activos para cumplir con los requisitos reglamentarios de seguridad de la jurisdicción en la que se encuentra la central nuclear. Es necesario un alto grado de automatización en los sistemas relacionados con la seguridad para liberar al personal de operaciones, tanto como sea posible, de la necesidad de tomar decisiones y acciones rápidas bajo estrés. Los sistemas de reactores nucleares de potencia están diseñados para ajustarse automáticamente a los cambios en la potencia de salida demandada y, por lo general, los cambios son graduales. Es especialmente importante que los sistemas relacionados con la seguridad sean continuamente capaces de responder con prontitud, eficacia y fiabilidad cuando sea necesario. Para cumplir con este alto nivel de rendimiento, estos sistemas deben cumplir con los más altos criterios de garantía de calidad y estar diseñados según los principios de diseño de seguridad bien establecidos de redundancia, diversidad y separación física.

Redundancia es la provisión de más componentes o subsistemas de los necesarios para que el sistema funcione; por ejemplo, proporcionar tres o cuatro componentes donde solo se necesitan dos para que el sistema funcione correctamente.

Diversidad es la provisión de dos o más sistemas que se basan en diferentes diseños o principios funcionales para realizar la misma función de seguridad.

separación física de componentes o sistemas que están diseñados para realizar la misma función de seguridad, brinda protección contra daños locales que de otro modo podrían afectar el desempeño de los sistemas de seguridad.

Un ejemplo importante de la aplicación de estos principios de diseño de seguridad es el suministro de energía eléctrica en las centrales nucleares, que se basa en más de una conexión al sistema de energía principal, respaldado en el sitio por varios motores diesel de arranque automático y/o turbinas de combustión. , y por bancos de baterías y grupos moto-generadores para garantizar el suministro confiable de electricidad a los sistemas vitales relacionados con la seguridad.

La medida preventiva básica contra la liberación de materiales radiactivos de una central nuclear es muy simple en principio: una serie de barreras estancas entre los materiales radiactivos y el medio ambiente, para proporcionar protección contra la radiación directa y contención de los materiales radiactivos. La barrera más interna es el propio combustible cerámico o metálico, que une la mayoría de los materiales radiactivos dentro de su matriz. La segunda barrera es el revestimiento hermético y resistente a la corrosión. La tercera barrera es el límite principal que soporta la presión del sistema de refrigeración. Finalmente, la mayoría de los sistemas de energía nuclear están encerrados en una estructura de contención resistente a la presión que está diseñada para resistir la falla del sistema de tuberías más grande dentro y para contener cualquier material radiactivo liberado en la contención.

El objetivo básico del diseño de seguridad de una central nuclear es mantener la integridad de estas múltiples barreras mediante un enfoque de defensa en profundidad que se puede caracterizar por tres niveles de medidas de seguridad: medidas preventivas, protectoras y mitigadoras.

Medidas preventivas incluyen: cumplir con el más alto nivel de garantía de calidad durante el diseño, la construcción y la operación; operadores altamente capacitados que se someten a reentrenamiento periódico; utilizar características de seguridad inherentes; proporcionar márgenes de diseño apropiados; llevar a cabo un cuidadoso mantenimiento preventivo, pruebas e inspecciones continuas y corrección de deficiencias; monitoreo constante; evaluaciones de seguridad exhaustivas y reevaluaciones cuando sea necesario; y evaluación y análisis causal de incidencias y averías, realizando las modificaciones oportunas.

Medidas de protección incluyen: sistemas de apagado de acción rápida; válvulas/sistemas automáticos de alivio de presión sensibles; circuitos de enclavamiento para proteger contra operaciones falsas; monitoreo automático de funciones vitales de seguridad; y medición y control continuos de los niveles de radiación y la radiactividad de los efluentes para no exceder los límites permisibles.

Medidas de mitigación incluyen: sistemas de refrigeración de reactores de emergencia; sistemas de agua de alimentación de emergencia altamente confiables; sistemas de energía de emergencia diversos y redundantes; contención para evitar fugas de materiales radiactivos de la estación, que está diseñada para una variedad de tensiones naturales y artificiales, como terremotos, vientos fuertes, inundaciones o impacto de aeronaves; y, por último, la planificación de emergencias y la gestión de accidentes, que incluye la vigilancia radiológica, la información a las autoridades de seguridad y la atención al público, el control de la contaminación y la distribución de materiales mitigadores.

La seguridad nuclear no depende únicamente de factores técnicos y científicos; los factores humanos juegan un papel muy importante. El control reglamentario proporciona una verificación independiente de todos los aspectos de seguridad de las centrales nucleares. Sin embargo, la seguridad nuclear se garantiza principalmente no mediante leyes y reglamentos, sino mediante la gestión responsable del diseño, la operación y los servicios públicos, lo que incluye revisiones y aprobaciones apropiadas por parte de quienes tienen el conocimiento y la autoridad.

El único accidente de una central nuclear que tuvo consecuencias muy graves para el público ocurrió durante una prueba de capacidad de enfriamiento en una configuración inusual en una central nuclear RBMK en Chernobyl, Ucrania, en 1986. En este grave accidente, el reactor quedó destruido y una gran cantidad de material radiactivo materiales escapados al medio ambiente. Posteriormente se constató que el reactor no contaba con un sistema de apagado adecuado y que era inestable a baja potencia. Las debilidades del diseño, el error humano y la falta de una gestión adecuada de los servicios públicos contribuyeron al accidente. Se han realizado modificaciones en los reactores RBMK en funcionamiento restantes para eliminar las debilidades de diseño graves, y se han mejorado las instrucciones de funcionamiento para garantizar que no se repita este desafortunado accidente.

Se ha aprendido mucho del accidente de RBMK y de otros accidentes de centrales nucleares menos graves (como el accidente de Three Mile Island en los Estados Unidos en 1978) y de muchos accidentes e incidentes menores durante más de 30 años de operación de centrales nucleares. El objetivo de la comunidad nuclear es garantizar que ningún incidente en una central nuclear ponga en peligro a los trabajadores, al público o al medio ambiente. La estrecha cooperación en el marco de programas como los Sistemas de notificación de incidentes del OIEA y WANO, el escrutinio de los grupos industriales y los organismos reguladores, y la vigilancia de los propietarios y operadores de centrales nucleares hacen que este objetivo sea más alcanzable.

Reconocimiento: El editor agradece a Tim Meadler y al Uranium Institute por proporcionar información para la tabla 1.

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