Frecuencia de daño del núcleo

La frecuencia de daños al núcleo ( CDF ) es un término utilizado en la evaluación probabilística de riesgos (PRA) que indica la probabilidad de un accidente que causaría daños graves a un combustible nuclear en el núcleo de un reactor nuclear . ^{[1] [2] [3]} Los accidentes con daños al núcleo se consideran extremadamente graves porque el daño severo al combustible en el núcleo impide la eliminación adecuada del calor o incluso un apagado seguro, lo que puede conducir a una fusión nuclear . ^[3]Algunas fuentes en CDF consideran que el daño y la fusión del núcleo son lo mismo, y se utilizan diferentes métodos de medición entre industrias y naciones, por lo que el valor principal del número de CDF es administrar el riesgo de accidentes del núcleo dentro de un sistema y no necesariamente para proporcionar estadísticas a gran escala. ^{[3] [4]}

Se realiza una evaluación de los cambios permanentes o temporales en una central nuclear para evaluar si dichos cambios se encuentran dentro de los criterios de riesgo. Por ejemplo, la probabilidad de daño en el núcleo puede aumentar al reemplazar un componente, pero la probabilidad sería aún mayor si ese componente fallara porque no fue reemplazado. ^{[4] Las} medidas de riesgo, como la frecuencia de daños al núcleo y la gran frecuencia de liberación anticipada (LERF), determinan los criterios de riesgo para tales cambios.

Este análisis de riesgo permite tomar decisiones sobre cualquier cambio dentro de una central nuclear de acuerdo con la legislación, los márgenes de seguridad y las estrategias de desempeño.

Un estudio de 2003 encargado por la Comisión Europea señaló que "las frecuencias de daños al núcleo de 5 × 10 ⁻⁵ [por año-reactor] son ​​un resultado común", es decir, un incidente de daño al núcleo en 20.000 años-reactor. ^[3] Un estudio de 2008 realizado por el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica , la frecuencia estimada de daños al núcleo para la industria nuclear de los Estados Unidos se estima de una vez en 50.000 años de reactor, o 2 × 10 ⁻⁵ . ^[5]

Suponiendo que hay 500 reactores en uso en el mundo, las estimaciones de CDF anteriores significan que, estadísticamente, se esperaría que ocurriera un incidente de daño central en algún lugar del mundo cada 40 años para la tasa promedio estimada de accidentes de la Comisión Europea de 2003 o cada 100 años para el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica de 2008 estimó la tasa promedio de accidentes.

Según un informe de 2011 del Consejo de Defensa de los Recursos Nacionales, se han acumulado alrededor de 14,400 años-reactor de operación de energía comercial en todo el mundo para 582 reactores. De estos 582 reactores, 11 han sufrido daños graves en el núcleo. ^[6] Estos datos históricos dan como resultado una tasa promedio de accidentes en la era de 1954 a 2011 de 1 en cada 1.309 años de reactor (7,6 × 10 ⁻⁴ por año de reactor CDF). En cinco de estos accidentes, el daño fue lo suficientemente leve como para reparar y reiniciar el reactor.

Durante el terremoto de 2011 y el tsunami de más de 15 metros resultante en la costa este de Japón , la central nuclear de Fukushima I sufrió daños en el núcleo de tres de sus seis reactores después de que los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo fallaran debido a condiciones extremas más allá de la base de diseño . Es decir, las plantas de Fukushima no consideraron un tsunami por encima de los 3,1 metros (10 pies) en su diseño original. ^[7] Estos reactores eran reactores BWR-3 y BWR-4 de General Electric dentro de Mark Idiseños de contención, que es común en los Estados Unidos. Sin embargo, todos estos tipos de plantas tienen diferentes diseños debido a las regulaciones, las preferencias individuales de los servicios públicos y la ubicación de la construcción. En 1995, Sandia National Laboratories estimó que los reactores individuales BWR-3 y BWR-4 en los Estados Unidos tienen una frecuencia de daños en el núcleo entre 10 ⁻⁴ y 10 ⁻⁷ . ^[8]

Ver también

• Tasa de fracaso
• Reactor nuclear
• Reacción nuclear
• La energía nuclear

Referencias

1. "Glosario - Frecuencia de daños al núcleo" . Washington, DC : Comisión Reguladora Nuclear . Consultado el 29 de noviembre de 2008 .
2. "Definición de PRA" . Evaluación probabilística de riesgos (PRA) . Washington, DC : Comisión Reguladora Nuclear . 28 de noviembre de 2007 . Consultado el 12 de septiembre de 2008 .
3. Leurs, BA; RCN Wit (enero de 2003). "Medidas de apoyo perjudiciales para el medio ambiente en los Estados miembros de la UE" (PDF) . CE, número de publicación 03.7905.11: 137. Archivado desde el original (PDF) el 27 de octubre de 2012 . Consultado el 13 de junio de 2012 .
4. Curtis L. Smith (1998). "Cálculo de probabilidades condicionales de daños al núcleo para operaciones de plantas de energía nuclear" (PDF) . Idaho Falls, Idaho : Laboratorio Nacional de Ingeniería y Medio Ambiente de Idaho. Archivado desde el original (PDF) el 28 de agosto de 2008 . Consultado el 29 de noviembre de 2008 .
5. Gaertner, John; Ken Canavan; Doug True (febrero de 2008). "Beneficios operativos y de seguridad de las iniciativas informadas sobre el riesgo" (PDF) . Instituto de Investigación de Energía Eléctrica : 3 nota al pie 3 . Consultado el 12 de septiembre de 2008 .
6. Thomas B. Cochran (27 de abril de 2011). "Reevaluación de la frecuencia de accidentes por derretimiento parcial del núcleo" . Consejo de Defensa de los Recursos Nacionales. Archivado desde el original el 8 de mayo de 2012 . Consultado el 19 de junio de 2011 .
7. James M. Acton y Mark Hibbs (marzo de 2012). "Por qué Fukushima se pudo prevenir" (PDF) . Fundación Carnegie para la Paz Internacional. Archivado desde el original el 2 de noviembre de 2016 . Consultado el 4 de septiembre de 2016 .
8. Susan Dingman (1995). "Perspectivas de la frecuencia de daños en el núcleo para las plantas de 4 bucles BWR 3/4 y Westinghouse según los resultados de IPE" (PDF) . NRC de EE. UU.

enlaces externos

• Glosario de USNRC
• Revista internacional de materiales y confiabilidad estructural