Consecuencias y Soluciones en Accidentes de Reactores Nucleares: Escenarios Críticos

Rotura en la Línea de Vapor

Si se produce una rotura en la línea de vapor, ocurriría un escape de vapor a la contención, lo que provocaría una disminución de la presión del circuito secundario y un aumento de la presión en la contención. Al ser detectada esta situación, se activa automáticamente el Sistema de Inyección de Seguridad (SIS). Además, al haber una fuga de vapor, no llegaría suficiente vapor a la turbina, al menos durante periodos largos de tiempo, y por tanto, también disminuiría la cantidad de vapor condensado en el condensador. Esto provocaría que no hubiera suficiente agua de alimentación para que el refrigerante del circuito primario se enfríe lo necesario para refrigerar adecuadamente el núcleo, produciendo así un sobrecalentamiento en este. Es por ello por lo que se produce el disparo de la turbina y se abren las válvulas de alivio del condensador, cortando así el Sistema de Agua de Alimentación Principal (SAAP) para poner en marcha el Sistema de Agua de Alimentación Auxiliar (SAAA). El generador de vapor afectado debe ser aislado por una válvula de aislamiento para evitar seguir perdiendo inventario, mientras que el vapor generado por el resto de Generadores de vapor va al steam dump y parte se escapa a la atmósfera por la válvula de alivio en el condensador previamente mencionada. Además, los sistemas de emergencia también producen el disparo del reactor y se insertan las barras de control para disminuir la reactividad. También se pone en funcionamiento el Sistema de Evacuación de Calor Residual para tener un sumidero de calor en el primario y restablecer la temperatura adecuada del refrigerante. En la contención, en la que se detecta un aumento de presión, se activará un spray rociador de agua borada que ayudará a disminuir la presión y temperatura, además de condensar el vapor fugado para ser reutilizado. Si no se consigue aislar el SG o garantizar el foco frío por el AFWS (SAAA), habría que hacer Feed and Bleed.

Fallo de una Bomba del Circuito Primario

En el caso de que, por razones desconocidas, deje de funcionar una bomba del circuito primario, ocurriría lo siguiente:

1. Salta una bomba del primario.
2. La central sigue funcionando como habitualmente. Sube el nivel del generador de vapor afectado debido a la inexistencia de foco caliente en este. Sube la temperatura media del primario debido a que solo se cuenta con dos de los tres focos fríos esperados. El nivel del primario se mantiene estable gracias al presionador.
3. La subida de nivel del SG y de temperatura hacen que salten tanto la turbina como el reactor (SCRAM).
4. A partir de este momento se tendría un transitorio similar al transitorio de disparo de turbina estándar con la limitación de no disponer de una bomba del primario.
5. El operador puede identificar la rama afectada porque aumenta más rápido su nivel. Al igual que en un disparo de turbina estándar, se emplearía el AFWS para garantizar el foco frío. Si no se pudiera contar con este sistema, sería necesario realizar un Feed and Bleed.

El Feed & Bleed (F&B) consiste en:

• Alimentar (Feed) al primario con el HPIS.
• Purgar (Bleed) al primario con la apertura de las válvulas de alivio del PZR.

Fases de un LBLOCA

Las fases de un LBLOCA (Large Break Loss of Coolant Accident) en el caso preguntado son:

• BLOWDOWN (0-20s): Durante esta fase se produce una importante pérdida de refrigerante a través de la rotura y el lado primario se despresuriza rápidamente.
• BYPASS (20-30s): Durante esta fase el agua inyectada desde el HPSI y los ACCs es incapaz de llegar al núcleo porque hay una gran cantidad de vapor subiendo por el downcomer, así que casi todo el agua inyectada por los sistemas de ECCS es descargada a través de la rotura.
• REFILL (30-40s): Durante esta fase, la presión disminuye lo suficiente como para que el agua inyectada llegue al núcleo. De hecho, el sistema LPSI es capaz de rellenar el plenum inferior.
• REFLOOD (40-250s): La fase reflood empieza cuando el agua llega al combustible. En ese momento, se produce gran cantidad de vapor que es directamente evacuado hacia la brecha.
• LONG TERM COOLING (250-?s): En este momento comienzan las acciones realizadas por los operadores y consisten en refrigerar el núcleo a largo plazo, mediante:
  • Recirculación de rama fría: Se cambia el modo de inyección, pasando de inyección de seguridad a modo de recirculación.

Rotura en un Tubo del Generador de Vapor (SGTR)

En el caso de que hubiera una rotura en uno de los tubos del generador, el circuito primario y el circuito secundario se mezclan, es decir, el agua que entra por la tobera inferior caliente al interior de los tubos se escapa por la rotura, pasando al secundario (por la carcasa) y el inventario de agua del primario sigue disminuyendo al haber una pérdida en el primario. No solo se pierde inventario de agua, sino que el secundario se contamina por la radiactividad del circuito primario. Es uno de los accidentes que más acciones del operador requiere, entre sus objetivos:

• Limitar la liberación de efluentes radiactivos desde los generadores de vapor afectados.
• Interrumpir las fugas desde el primario al secundario para evitar el llenado excesivo de los SG rotos.
• Recuperar el inventario de refrigerante del reactor para asegurar una refrigeración adecuada del núcleo y el control de presión.
• Llevar la central a condiciones de parada fría.
• Asegurar la refrigeración a largo plazo.

Este tipo de accidente, SGTR (Steam Generator Tube Rupture), es importante debido a que si sube la presión en el generador de vapor, se alivia la presión mediante las válvulas de alivio, y si fuera necesario, las válvulas de seguridad, venteando al exterior radionucleidos. Las fases son las siguientes:

• FASE 1: Rotura de tubo y evolución hasta el disparo. Se detecta alta radiación en el secundario. Debido a la rotura del tubo, la presión y el nivel del PZR disminuyen.
• FASE 2: Identificación y aislamiento SG afectado. Disparo de turbina y reactor (SCRAM) y se abren las válvulas de alivio al condensador (SD). Entra la inyección de Alta HPSIS cuando la presión en el primario baja hasta 130 bar. Se aísla el agua de alimentación principal (MFW) y comienza el agua de alimentación auxiliar (AFW). El operador tiene que ser capaz de identificar el SG afectado, tras comenzar el agua de alimentación auxiliar, lo detecta con el SG que se llene más rápido, es decir, con el nivel del SG. Tras ello, aísla el SG afectado cerrando la válvula de aislamiento y aislando el AFW del SG afectado. La presión de los SG no afectados desciende y el primario se equilibra debido a la inyección HPSIS y al agua que sale por la rotura. El PZR comienza a llenarse alcanzando el equilibrio.
• FASE 3: Enfriamiento al ritmo máximo para asegurar el margen de subenfriamiento. Comienza el enfriamiento a ritmo máximo de 55 kg/h por alivio de vapor desde los SG no afectados hasta los 50 bar del secundario. Inicialmente se observa que la presión en el primario baja por enfriamiento, pero luego aumenta por la inyección de seguridad.
• FASE 4: Despresurización del primario para igualar presiones con el SG afectado. La despresurización es producida por las duchas del PZR o por la apertura de 1 o 2 PORVs del mismo. Dicho caudal se controla para conservar el inventario suficiente en el primario. Al despresurizar, el caudal de SI aumenta, el caudal de fuga disminuye por haber menor diferencia de presiones y aumenta el nivel del PZR.
• FASE 5: Finalización del IS. Se disminuye la presión hasta la del SG afectado. Se finaliza la SI una vez igualadas las presiones y recuperado el nivel en el PZR.
• FASE 6: Preparar la central para el enfriamiento. Se prepara la central para el enfriamiento mediante el restablecimiento del CVCS, se puede arrancar una RCP si fuera necesario y cualquier otra medida que ordene el CAT.

Primer Suceso: Pérdida de Agua de Refrigeración de Componentes

Al operar al 100% de potencia en el reactor, suponemos que los sistemas funcionan con normalidad (MFW, RCPs, CVCS, turbina, etc.). Al perder el agua de refrigeración de componentes, perdemos las siguientes funciones: refrigeración de las RCPs, de los sellos de las RCPs, de las bombas de CVCS, compresores del aire de servicios. ¡Ojo! El sistema de refrigeración de componentes no es sustituible por el de esenciales. El uno (ECS) refrigera al otro (CCS), no lo sustituye. Perder esas funciones de refrigeración supone no tener disponibles las bombas del CVCS, lo que nos llevaría a perder la capacidad de sellado de las RCPs. Además, como hemos perdido la capacidad de refrigerar los sellos, es posible adivinar que tendríamos una fuga desde el RCS hasta la contención a través de los sellos si no actuamos a tiempo. Nota: tras Fukushima, muchas centrales tienen sellos pasivos, así que se tiene más tiempo para actuar y recuperar el agua de refrigeración de componentes. Si se pierden los sellos, se tendría un SBLOCA. En estas condiciones, el reactor no puede seguir operando al 100%, por tanto, los operadores disparan el reactor. En ese instante, baja la presión y la temperatura del primario por el disparo mientras se comienzan a degradar los sellos de las RCPs. La turbina se dispara, el steam dump se abre, el MFWS se para y el AFWS comienza a funcionar.

Sin Acciones por Parte de los Operadores

Sin ninguna actuación por parte de los operadores la secuencia sería:

1. La turbina dispara por caudal insuficiente, haciendo que haya también un SCRAM.
2. La turbina se queda aislada y se aliviará por la rotura y válvulas de alivio.
3. El secundario empieza a baipasear la turbina y enviar al condensador, empezando a funcionar el AFWS.
4. Mientras el AFWS sigue perdiendo inventario por la rotura de la línea de vapor hasta que eventualmente se pierde ese foco frío.
5. Al perder el foco frío, la temperatura del primario aumenta, haciendo que despresurice por las válvulas del PZR. Pero sin despresurización manual, tardarán en entrar el HPSI, ACCS y LPSI.
6. Para entonces seguramente se esté en un accidente severo. Pero si no, eventualmente se acabará el tanque de agua de recarga (de donde cogen agua el HPSI y LPSI) y los acumuladores. Sin recirculación (que es una acción manual), se perderá todo tipo de refrigeración en el núcleo.

Con Acciones Apropiadas por Parte de los Operadores

Con acciones del operador:

1. La turbina dispara por caudal insuficiente, haciendo que haya también un SCRAM.
2. La turbina se queda aislada y se aliviará por la rotura y válvulas de alivio.
3. El secundario empieza a baipasear y enviar al condensador, empezando a funcionar el AFWS.
4. Los operadores identifican el accidente.
   • Si se puede identificar y aislar esa línea, se actuaría de forma parecida a un SGTR. Se utilizarían los otros dos SG como foco frío y se llevaría a la planta a parada. A partir de aquí se tendría un transitorio genérico.
   • Si no puede identificarlo o las tres líneas están afectadas, se tendría que hacer feed and bleed. No habría foco frío por el AFWS.
     1. Se abren las válvulas de alivio del PZR.
     2. Se activa el HPSI. Deberá acabar usando agua del sumidero. Para ellos el LPSI debe coger el agua del sumidero y, a través de la conexión LPSI-HPSI (que se tiene que abrir manualmente), para que el HPSI pueda inyectar en las ramas frías.

Nota: en la otra pregunta se menciona que habría que usar los espráis para bajar la presión de la contención. Eso sería solo si las líneas se rompen dentro de la contención, pero no si la rotura es fuera de la contención (edificio de penetraciones o edificio de turbinas).

Segundo Suceso: Apertura de una Válvula de Alivio del Presionador

A los 100 s tenemos un SBLOCA (Small Break Loss of Coolant Accident) gracias a la apertura no aislable de una válvula de alivio del presionador. Como el reactor ha disparado anteriormente, no es necesario dispararlo. La presión baja, pero, a diferencia de un LBLOCA, se estanca en una presión intermedia (unos 70-80 bar, similar a la presión del secundario). Se activa la inyección de seguridad, pero no podemos contar ni con la inyección de alta presión ni con la inyección de baja presión al haber perdido la refrigeración de sus bombas y el intercambiador de calor de la inyección de baja presión, que son función del sistema de refrigeración de componentes. Por tanto, sólo tendríamos disponibles los acumuladores, pero mientras estemos a alta presión no es posible que entren en operación. Al no contar con las RCPs, la única refrigeración en esta etapa es por circulación natural en el primario, pero se va degradando por la pérdida de inventario por la válvula de alivio y los sellos de las RCPS, ya que no la estamos reponiendo. El núcleo se empieza a descubrir hasta que se aclara el sello del lazo, el primario se despresuriza y entran en funcionamiento los acumuladores. El nivel del núcleo se recupera. Durante esta fase, el inventario de la válvula de alivio del presionador descargaría en el tanque de alivio del presionador, no directamente en la contención. Por tanto, no se activarían los rociadores (tampoco podrían porque sus bombas y HX se refrigeran con el sistema de refrigeración de componentes). En esta fase, como operadores podríamos hacer dos acciones para conseguir bajar la presión del primario: despresurizar el secundario para enfriar el primario y después de esto abrir la otra válvula de alivio del presionador. Esto nos permitiría acelerar la fase en la que la rotura está bloqueada por el sello del lazo, despresurizar y que los acumuladores entraran en acción lo antes posible compensando momentáneamente el caudal perdido por la válvula de alivio y por los sellos.

Tercer Suceso: Recuperación del Agua de Refrigeración de Componentes

Si a los 2000 s del inicio del transitorio recuperamos el sistema de refrigeración de componentes, contaríamos ya con la inyección de seguridad al completo, entrando inmediatamente en acción. Es difícil asegurar si recuperásemos los sellos de las RCPs, ya que pueden haberse degradado irreversiblemente. Pero con todos los sistemas de inyección disponibles somos capaces de asegurar la refrigeración a largo plazo del núcleo. Cuando el agua del TAAR se va agotando, recirculamos desde sumideros. Al tiempo, recirculamos a ramas calientes para prevenir la precipitación de ácido bórico. En esta fase es esperable que el disco de ruptura del tanque del presionador ya haya abierto y el inventario de dicho tanque se descargue en la contención. Por tanto, actuaría el sistema de rociado, ahora disponible al haber recuperado el sistema de refrigeración de componentes.