La carcasa sellada ( recinto hermético [1] ; carcasa protectora [2] [3] ; contención [2 ] ; zona hermética [2] ; contención del inglés contención [2] ) es un sistema de seguridad pasiva de los reactores nucleares de potencia , la función principal cuyo objetivo es evitar la liberación de sustancias radiactivas al medio ambiente durante accidentes graves. La contención es una estructura masiva de diseño especial, que alberga el equipo principal de la planta del reactor . La contención es la característica arquitectónica más importante y el edificio más importante de las centrales nucleares en términos de seguridad , la última barrera física a la propagación de materiales radiactivos y radiaciones ionizantes [4] [5] [6] .
Casi todas las unidades de potencia construidas en las últimas décadas están equipadas con carcasas protectoras. Su uso es necesario para la protección en caso de accidente interno con ruptura de grandes tuberías y pérdida de refrigerante ( ing. LOCA, Loss-of-coolant accident ), así como en caso de eventos externos: terremotos , tsunamis , huracanes , tornados , accidentes aéreos , explosiones , golpes de cohetes, etc. [4] [7] .
La contención está diseñada para realizar sus funciones, teniendo en cuenta todos los posibles efectos mecánicos, térmicos y químicos, que son el resultado de la salida del refrigerante y la fusión del núcleo. La mayoría de las veces, la contención tiene equipos auxiliares: sistemas de seguridad de localización para la condensación de vapor y, por lo tanto, reducción de la presión, sistemas de ventilación especiales equipados con filtros para la purificación de isótopos radiactivos de yodo , cesio y otros productos de fisión [8] [9] .
Según el tipo de reactor y las amenazas externas específicas (por ejemplo, la sismicidad), el diseño de la contención puede variar mucho. La mayoría de las contenciones modernas (alrededor del 95%) son estructuras de armazón de varios tamaños hechas de hormigón armado o pretensado , la mayoría de las veces cilíndricas [4] [10] .
El recinto hermético es una estructura compleja, que también incluye sistemas de tuberías complejas y penetraciones de cables de gran tamaño. La contención está sujeta a supervisión técnica especial con pruebas periódicas de sus funciones e inspecciones por parte de organismos estatales . Se imponen requisitos estrictos sobre los materiales, la instalación, la puesta en marcha y el funcionamiento [4] [11] .
La primera contención del mundo se construyó en la central nuclear Yankee de Connecticut ( EE.UU. ), que se puso en funcionamiento en 1968 .
Los principales equipos de la planta del reactor se ubican en la contención de los reactores de agua a presión : el reactor, los bucles de circulación del circuito primario , las bombas de circulación principal, los generadores de vapor , así como la sala central, la piscina de combustible gastado , la grúa polar , algunos sistemas auxiliares y otro equipo. Casi todos los contenedores usados son del tipo llamado "seco" [12] [6] .
Para los reactores de agua a presión, el principal factor que determina la importancia de la contención es la necesidad de absorber la carga debido al aumento de presión asociado a la rotura de las tuberías del circuito primario . Siempre se mantiene un ligero vacío en la contención para mitigar el efecto de la onda de choque. El sistema auxiliar principal es un sistema de rociadores que rocía agua fría desde las boquillas debajo del domo para condensar el vapor y así reducir la presión [9] [13] [14] .
El hormigón armado y las láminas pretensadas aparecieron por primera vez en los EE. UU. El primero, de hormigón armado, se construyó en la central nuclear de Connecticut Yankee , que se puso en funcionamiento en 1968 . El pretensado fue utilizado por primera vez en una planta de energía nuclear por Robert E. Jinnah(puesta en marcha en 1969 ), pero sólo parcial, vertical en las paredes. El pretensado completo de las paredes y la cúpula se aplicó por primera vez en la central nuclear de Palisades (puesta en servicio en 1971 ). Luego, la práctica de construir contención a partir de hormigón armado pretensado comenzó a extenderse cada vez más en EE. UU., Canadá, Japón, Bélgica ( Tiange NPP , unidad 1, 1975 ), Francia ( Fessenheim NPP, bloques 1-2, 1977 ), URSS. El primer uso de una contención de este tipo en el edificio del reactor soviético fue la central nuclear de Loviisa con reactores VVER-440 en Finlandia (la primera unidad se puso en marcha en 1977 ), luego, a partir de la central nuclear de Novovoronezh (unidad 5, puesta en marcha en 1980), unidades con VVER-1000 fueron construidos en la URSS , equipados con carcasas herméticas [12] [15] .
Los contenedores de los reactores de agua a presión son grandes: por lo general, el volumen es de 75 000 a 100 000 m³, en proyectos soviéticos y rusos, de 65 000 a 67 000 m³. Un volumen tan grande es necesario para la percepción de la energía liberada durante un accidente. En la mayoría de los casos, están diseñados para una presión interna de 0,5 MPa . Hay dos enfoques:
No se han construido otros tipos, a excepción de la contención “seca”, para reactores de agua a presión en las últimas décadas. Anteriormente, se usaban dos tipos más en pequeñas cantidades, que tenían tamaños más pequeños [12] :
Geometría
La mayoría de las veces, las contenciones tienen la forma de un cilindro con una cúpula semiesférica que descansa sobre una base de hormigón.
penetraciones
Los equipos del interior de la contención están conectados a numerosos sistemas auxiliares y de emergencia en el exterior, por lo que es necesario introducir tuberías y cables a través de las paredes, para lo que en la contención se prevé un sistema de paso estanco de tuberías y cables de varios tamaños. En promedio, hay alrededor de 120. Las aberturas más grandes son: una escotilla de transporte para equipos de carga / descarga y combustible , un diámetro de aproximadamente 8 metros; cerraduras principales y de emergencia para el paso de personal - 3 metros cada una; penetración de tuberías de vapor - 1,3 metros [18] .
Parámetros máximos de diseño en caso de accidente
Tensión y fuerza
En promedio , la tensión de la parte cilíndrica de una contención pretensada típica durante la operación normal es de 10 MPa en la dirección tangencial y 7 MPa en la dirección vertical, lo que asegura la resistencia del hormigón armado del orden de 40 MPa [18] .
Frente a
El revestimiento interior, si lo hay, suele estar hecho de acero, de 6 ... 8 mm de espesor. Se requiere revestimiento para mejorar el sellado y una mayor resistencia a la tensión [18] .
Consumo de materiales
Estos valores varían mucho según el proyecto.
Carcasa simple con revestimiento (para una unidad de potencia con una capacidad de aproximadamente 900 MW) [18] :
Material | contención | Base | Total |
---|---|---|---|
Hormigón , m³ | 8000 | 5000 | 13 000 |
Accesorios , t | 1000 | 800 | 1800 |
Acero pretensado , t | 1000 | — | 1000 |
Revestimiento de acero, t | 500 | 150 | 650 |
Carcasa doble sin revestimiento (para una unidad de potencia con una capacidad de unos 1400 MW) [18] :
Material | Cubierta interior | Concha exterior | Base | Total |
---|---|---|---|---|
Hormigón , m³ | 12 500 | 6000 | 8000 | 26 500 |
Accesorios , t | 1150 | 850 | 1500 | 3500 |
Acero pretensado , t | 1500 | — | — | 1500 |
La mayoría de los reactores de agua en ebullición funcionan en EE. UU., Japón ( General Electric y sus licenciatarios, Toshiba e Hitachi ), Suecia ( ABB ) y Alemania ( Kraftwerk Union ).).
Todos los reactores de agua en ebullición están diseñados con sistemas de reducción de presión de contención. La contención consta de dos partes principales: un eje seco (caja seca) del reactor ( pozo seco en inglés ) y un tanque de burbujeo ( pozo húmedo en inglés ). En caso de accidente con pérdida de refrigerante dentro de la contención, el vapor es dirigido por medio de visores (guías) al tanque burbujeador con agua, donde se condensa. Además, también existen sistemas con aspersión de agua en la contención. En relación con este diseño, los volúmenes de las carcasas son bastante pequeños: alrededor de 1/6 del tamaño de la carcasa "seca" de los reactores de agua a presión. Casi todos los sistemas auxiliares están ubicados en el edificio que rodea la contención. Este edificio juega el papel de una segunda contención (contención secundaria inglesa ), mantiene un vacío débil [19] [20] [21] .
La mayoría de los primeros proyectos de General Electric y sus licenciatarios en varios países tienen una contención de hormigón con una carcasa interior de acero en forma de pera que separa la caja seca del tanque burbujeador. En Escandinavia, las unidades de ABB , por ejemplo en Suecia y Finlandia ( Central Nuclear de Olkiluoto ), están equipadas con carcasas de contención de hormigón armado pretensado con revestimiento de acero, cerradas en la parte superior con una cúpula de acero. La base y la parte superior están solo parcialmente pretensadas. En Alemania, las unidades de potencia de Kraftwerk Unioninicialmente estaban equipados con carcasas de contención semiesféricas de acero, luego las soluciones de diseño cambiaron a carcasas cilíndricas de hormigón armado pretensado con revestimiento de acero y protección adicional contra la caída de aeronaves en la parte superior (bloques B y C de la central nuclear de Gundremmingen ). En las unidades de potencia con reactores de agua en ebullición mejorados , que está construyendo General Electric y sus licenciatarios en Japón y Taiwán, la contención se integra en el edificio del reactor de tal forma que se reduce el tamaño total de la estructura y se aumenta la resistencia sísmica. debido a la bajada del centro de gravedad [19] [20] [21 ] .
Para solucionar el problema de la acumulación de hidrógeno, que es mucho más acuciante en los reactores de agua en ebullición debido al menor tamaño de la coraza, en los primeros diseños de contenciones, el llenado de la cuba seca del reactor con un gas inerte (por ejemplo, nitrógeno puro ) se utiliza, en proyectos posteriores se proporcionan sistemas de poscombustión de hidrógeno [9] [22] .
Características típicasGeometría
Una carcasa típica es un cilindro (a menudo con un engrosamiento esférico en la parte inferior) montado sobre una losa maciza y rematado con una losa de hormigón pretensado con una tapa de metal extraíble para acceder al reactor. El diámetro interior suele ser de 26, la altura es de 35 metros, en los reactores mejorados de agua en ebullición el diámetro es 3 metros mayor a 29,5 metros de altura [23] .
penetraciones
El número de orificios es de aproximadamente 100, y debajo de la escotilla de transporte (el orificio más grande en las carcasas de los reactores de agua a presión) falta. Las cerraduras para personal tienen un diámetro de 2,5 metros [23] .
Parámetros máximos de diseño en caso de accidente
Los parámetros de diseño son, en promedio, ligeramente superiores a los de las corazas de los reactores de agua a presión: la presión suele ser de 0,6 MPa, la temperatura es de 170 °C [23] .
Frente a
Revestimiento interior de acero de 6…10 mm de espesor [23] .
Los reactores de agua pesada se conocen generalmente con el nombre CANDU , que es el enfoque nacional canadiense. Canadá también ha construido estos reactores en Corea del Sur, Pakistán, Rumania, China y Argentina. Otro estado donde los reactores de este tipo son tendencia nacional es India. También fueron construidos por la Unión Alemana de Kraftwerk ., por ejemplo, en la central nuclear de Atucha en Argentina.
Un ejemplo de un diseño de contención CANDU estándar son las cuatro unidades de energía de la planta de energía nuclear de Pickering . Todas sus carcasas cilíndricas, que contienen los equipos del circuito primario y los generadores de vapor, están conectadas a una estructura especial de "vacío" separada con un volumen de 82.000 m³, en la que se mantiene un vacío de 0,007 MPa. En caso de accidente con aumento de presión en la contención de una de las unidades, la membrana de la tubería se rompe y la unidad de emergencia queda conectada a la estructura de vacío. Así, el exceso de presión se libera por completo en menos de 30 segundos, incluso si fallan los sistemas de emergencia de las unidades de potencia. Tanto la instalación de contención como la de vacío están equipadas con sistemas de rociadores (rociadores) y ventilación para condensar el vapor y reducir la presión. También en el edificio de vacío hay un tanque adicional con un suministro de agua de emergencia para estos fines. La presión de diseño de las corazas del reactor es de 0,42 MPa con estructura de vacío y de 0,19 MPa sin ella. Las contenciones son de hormigón armado pretensado, la estructura de vacío es de hormigón armado. El revestimiento interior de las calotas es de caucho a base de resinas epoxi y vinilo , reforzado con fibra de vidrio , construcción al vacío sin revestimiento. En proyectos posteriores, por ejemplo, la central nuclear canadiense Bruce , las carcasas están revestidas con acero y el hormigón armado de la estructura de vacío está pretensado [24] [25] [26] .
Los contenedores de los reactores indios han evolucionado en una dirección diferente. A diferencia de los reactores canadienses, los revestimientos indios son dobles, sin revestimiento interno y con un tanque burbujeador en un volumen hermético. La contención está dividida por tabiques impermeables en una caja seca y un tanque burbujeador. En caso de accidente, la mezcla de vapor y agua se descarga desde la caja seca al tanque burbujeador a través del sistema de ventilación y se condensa. Los bloques de la central nuclear de Rajasthan (lanzada en 1981 ) devienen los primeros en la India de hormigón armado pretensado (sólo la cúpula, las paredes son de hormigón armado). En un proyecto posterior, la Central Nuclear de Madrás , se aplicó la separación de volúmenes en caja seca y burbujeador. La contención de las unidades de potencia de esta central es parcialmente doble, la envolvente interior es de hormigón pretensado y la exterior de hormigón monolítico no armado. La siguiente etapa de evolución fue la contención de la central nuclear de Narora , en la que la capa exterior está hecha de hormigón armado. Luego, en la central nuclear de Kakrapar, la cúpula exterior se hizo removible para permitir el reemplazo de los generadores de vapor. Este diseño se ha utilizado en varias unidades de potencia indias con modificaciones menores [24] .
Se han desarrollado y operado reactores reproductores rápidos en varios países (EE. UU., Japón, Gran Bretaña, Francia, URSS), pero por el momento solo el único en el mundo, BN , está operando en la central nuclear de Beloyarsk en Rusia. Dado que el refrigerante en dichos reactores es metal líquido y no agua, la contención, de hormigón o acero, está diseñada para una presión mucho más baja: 0,05-0,15 MPa [27] .
Los reactores refrigerados por gas ( Magnox y AGR ) son la tendencia nacional en la industria de reactores del Reino Unido. Dichos reactores no tienen contención. El equipamiento principal en ellos está integrado con el núcleo en un cuerpo de hormigón armado pretensado, que cumple así la función de contención [27] .
Los reactores de alta temperatura refrigerados por gas se construyeron en los años 60 y todos se cerraron a finales de los 80. En los Estados Unidos, General Atomics construyó varias unidades de energía de las estaciones de Fort St. Vrain.y fondo de melocotón . Contenedores cilíndricos de hormigón armado con cúpula, en su interior se encuentra un reactor de hormigón armado pretensado y los equipos principales. Presión de diseño - 0,35 MPa. Reactor THTR-300 operado en AlemaniaNukem _sin contención, con reactor cilíndrico de hormigón armado pretensado [27] .
En las unidades de potencia con reactores RBMK , que se construyeron en la URSS, no se utilizaron contenciones debido al gran tamaño del reactor. La función de contención la realiza un sistema de cajas de hormigón alrededor del reactor, en las que se ubican los equipos principales, y una piscina burbujeante para la liberación de vapor en caso de emergencia [27] [28] .
Las tendencias modernas en la construcción de contenciones se dirigen principalmente hacia el aumento de los sistemas pasivos, es decir, aquellos que no requieren fuentes de energía y una señal para encender los sistemas. Todos los sistemas de emergencia en los reactores de la última generación 3+ se desarrollaron activamente en esta dirección. Cuatro VVER-1200 ( Novovoronezhskaya NPP-2 y Leningradskaya NPP-2 ) están actualmente en construcción en Rusia, cuatro AP1000 (de Westinghouse ) en China y cuatro EPR( Areva con Siemens ) en Finlandia, Francia y China. Rusia ya ha utilizado nuevas soluciones en la construcción de la central nuclear de Tianwan en China y la central nuclear de Kudankulam en India. Hay una serie de otros proyectos de varias empresas en el mundo, cuya implementación aún no ha comenzado.
En todos los proyectos nuevos, la contención es doble, externa para protección contra influencias externas e interna para localización de accidentes con despresurización del circuito primario. En VVER-1200 y EPR, la capa exterior es de hormigón armado, la capa interior es de hormigón armado pretensado. En AP1000, la carcasa interior es de acero. En todos los proyectos, la circulación de aire natural se organiza entre las capas interior y exterior en caso de accidente para enfriar la capa interior [13] [17] [29] [30] [31] .
Otra dirección para mejorar la seguridad es la protección de la contención en caso de que el combustible nuclear se derrita y se queme a través de la vasija del reactor. Por primera vez, se construyó un dispositivo de este tipo en la contención de la central nuclear de Tianwan con VVER-1000 (puesto en servicio en 2007 ) y aceptado para proyectos con VVER-1200. En los contenedores rusos, la trampa de fusión se construye debajo del reactor, en su caso hay un relleno, principalmente de óxidos de hierro y aluminio [32] . El relleno se disuelve en el combustible fundido para reducir su liberación de energía volumétrica y aumentar la superficie de intercambio de calor, y el agua llena esta masa a través de tuberías especiales [17] . En EPR, la trampa está organizada de manera diferente: el derretimiento que quemó el cuerpo cae sobre una superficie inclinada que lo dirige para drenar en una piscina de agua y un fondo de metal enfriado de un diseño especial. No hay trampa de fusión en el AP1000 , pero se proporciona un sistema para evitar que el recipiente se queme; en caso de un accidente de este tipo, el eje del reactor se llena con agua, lo que enfría el recipiente desde el exterior [30] [31 ] .
Una innovación bien conocida en el campo de la seguridad pasiva son los recombinadores catalíticos de hidrógeno. También se pueden instalar en unidades ya operativas (ya están instaladas en muchas centrales nucleares de todo el mundo), se incluyen en el conjunto de elementos obligatorios en los nuevos proyectos. Los recombinadores son pequeños dispositivos que se instalan en muchos a lo largo de la contención y proporcionan una reducción de la concentración de hidrógeno en caso de accidentes con su liberación. Los recombinantes no requieren fuentes de energía ni comandos para encenderse: cuando se alcanza una pequeña concentración de hidrógeno (0,5–1,0 %), el proceso de absorción por parte de los recombinantes comienza espontáneamente [30] [33] .
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