Sistemas de seguridad para reactores de agua hirviendo
Los sistemas de seguridad de los reactores de agua hirviendo son sistemas de seguridad nuclear construidos dentro de los reactores de agua hirviendo para prevenir o mitigar los peligros ambientales y para la salud en caso de accidente o desastre natural.
Al igual que el reactor de agua a presión , el núcleo del reactor BWR continúa produciendo calor a partir de la desintegración radiactiva después de que las reacciones de fisión se han detenido, lo que hace posible un incidente de daño en el núcleo en caso de que todos los sistemas de seguridad hayan fallado y el núcleo no reciba refrigerante. También como el reactor de agua a presión, un reactor de agua hirviendo tiene un coeficiente de vacío negativo , es decir, la salida de neutrones (y térmica) del reactor disminuye a medida que aumenta la proporción de vapor a agua líquida dentro del reactor.
Sin embargo, a diferencia de un reactor de agua presurizada que no contiene vapor en el núcleo del reactor, un aumento repentino en la presión del vapor BWR (causado, por ejemplo, por la activación de la válvula principal de aislamiento de vapor (MSIV) del reactor) resultará en un repentino Disminución de la proporción de vapor a agua líquida dentro del reactor. La mayor proporción de agua a vapor conducirá a una mayor moderación de neutrones, lo que a su vez provocará un aumento en la potencia de salida del reactor. Este tipo de evento se denomina "presión transitoria".
El BWR está diseñado específicamente para responder a transitorios de presión, con un tipo de diseño de "supresión de presión" que ventila la sobrepresión mediante válvulas de alivio de seguridad por debajo de la superficie de una piscina de agua líquida dentro de la contención, conocida como "pozo húmedo", " torus "o" piscina de supresión ". Todos los BWR utilizan una serie de válvulas de seguridad / alivio para sobrepresión, hasta 7 de estas son parte del Sistema de Despresurización Automática (ADS) [1] y 18 válvulas de alivio de sobrepresión de seguridad en los modelos ABWR, [2] solo algunas de las cuales tienen que funcionar para detener el aumento de presión de un transitorio. Además, el reactor ya se habrá apagado rápidamente antes de que el transitorio afecte al RPV (como se describe en la sección Sistema de protección del reactor a continuación. [3] )
Debido a este efecto en los BWR, los componentes operativos y los sistemas de seguridad están diseñados con la intención de que ningún escenario creíble pueda causar un aumento de presión y potencia que exceda la capacidad de los sistemas para apagar rápidamente el reactor antes de que se dañe el combustible o los componentes que contienen el combustible. puede producirse refrigerante del reactor. En el caso límite de un trastorno ATWS (Anticipado Transitorio sin Scram), pueden ocurrir niveles altos de potencia de neutrones (~ 200%) durante menos de un segundo, después de lo cual la activación de los SRV hará que la presión disminuya rápidamente. La potencia neutrónica caerá muy por debajo de la potencia nominal (el rango del 30% con el cese de la circulación y, por lo tanto, la eliminación de vacíos) incluso antes de que se produzca la activación de ARI o SLCS. La energía térmica apenas se verá afectada.
En caso de una contingencia que inhabilite todos los sistemas de seguridad, cada reactor está rodeado por un edificio de contención que consta de 1,2 a 2,4 m (3,9 a 7,9 pies) de hormigón pretensado reforzado con acero diseñado para sellar el reactor de el entorno.
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