Edificio de contención
Un edificio de contención , en su uso más común, es una estructura de acero, hormigón o plomo reforzado que encierra un reactor nuclear . Está diseñado, en cualquier emergencia, para contener el escape de vapor o gas radiactivo a una presión máxima en el rango de 275 a 550 kPa (40 a 80 psi) [ cita requerida ] . La contención es la cuarta y última barrera para la liberación radiactiva (parte de la estrategia de defensa en profundidad de un reactor nuclear ), siendo la primera la propia cerámica del combustible , la segunda los tubos metálicos del revestimiento del combustible y la tercera la vasija del reactor y el refrigerante .sistema. [2]
Cada planta nuclear en los EE. UU. Está diseñada para resistir ciertas condiciones que se describen como "Accidentes de base de diseño" en el Informe final de análisis de seguridad (FSAR). El FSAR está disponible para el público, generalmente en una biblioteca pública cerca de la planta nuclear.
El edificio de contención en sí mismo es típicamente una estructura de acero hermética que encierra el reactor normalmente sellado de la atmósfera exterior. El acero es independiente o está unido al escudo antimisiles de hormigón. En los Estados Unidos , el diseño y el grosor de la contención y el escudo antimisiles se rigen por las regulaciones federales (10 CFR 50.55a) y deben ser lo suficientemente fuertes como para resistir el impacto de un avión de pasajeros completamente cargado sin romperse. [3]
Si bien la contención juega un papel crítico en los accidentes más graves de reactores nucleares, solo está diseñada para contener o condensar vapor a corto plazo (para accidentes con roturas importantes) y otros sistemas deben proporcionar la eliminación de calor a largo plazo. En el accidente de Three Mile Island se mantuvo el límite de presión de contención, pero debido a un enfriamiento insuficiente, algún tiempo después del accidente, los operadores dejaron intencionalmente el gas radiactivo de la contención para evitar una sobrepresurización. [4] Esto, combinado con otras fallas, provocó la liberación de hasta 13 millones de curies de gas radiactivo a la atmósfera durante el accidente. [5]
Si bien la planta de Fukushima Daiichi había funcionado de manera segura desde 1971, un terremoto y un tsunami mucho más allá de la base del diseño resultaron en fallas de energía de CA, generadores de respaldo y baterías que anularon todos los sistemas de seguridad. Estos sistemas eran necesarios para mantener frío el combustible después de que el reactor se había apagado. Esto resultó en una fusión parcial o completade barras de combustible, daños a piscinas y edificios de almacenamiento de combustible, liberación de desechos radiactivos al área circundante, al aire y al mar, y el recurso al uso oportuno de camiones de bomberos y bombas de hormigón para suministrar agua de refrigeración a las piscinas de combustible gastado y la contención. Durante el incidente, la presión dentro de la contención de los reactores 1-3 se elevó hasta superar los límites de diseño, lo que, a pesar de los intentos de reducir la presión mediante la ventilación de gases radiactivos, resultó en una ruptura de la contención. Fugas de hidrógeno de la contención mezclado con aire en una mezcla explosiva que resultó en explosiones en las Unidades 1, 3 y 4, complicando los intentos de estabilizar los reactores.
Los sistemas de contención de los reactores de energía nuclear se distinguen por su tamaño, forma, materiales utilizados y sistemas de extinción. El tipo de contención utilizado está determinado por el tipo de reactor, la generación del reactor y las necesidades específicas de la planta.
