Editar: enlace agregado a la eliminación de residuos
Ya escribí sobre seguridad en plantas de energía nuclear a otra pregunta sobre Kudankulam. He copiado la respuesta pegada aquí.
Antes de abordar el problema de seguridad asociado con una planta de energía nuclear, veamos qué pasos típicos se toman durante el diseño en los sectores de petróleo y gas / energía.
Algunas siglas:
1. LOPC: pérdida de contención primaria
2. LOPA: análisis de pérdida de protección
3. ALARP: Tan bajo como sea razonablemente posible
4. PHA: análisis preliminar de riesgos
5. HAZOP: revisión de operaciones peligrosas
6. FMEA: modos de falla, efecto y análisis
7. RA: evaluación de riesgos
8. ASR: revisión del escenario de accidente
9. SIS: sistema de instrumentación de seguridad
10. SIL – Nivel de integridad de seguridad
¿Qué significa LOPC? Pérdida de contención primaria, significa que tiene un derrame o una fuga. Significa que la integridad de la estructura que encierra el químico / hidrocarburo particular está comprometida. Esto dará como resultado que el ambiente exterior quede expuesto a esa sustancia. Esto puede resultar, dependiendo de las circunstancias reales y la naturaleza de la sustancia y la cantidad de sustancia liberada en a) pérdida de vidas o un riesgo para la salud del personal de trabajo / población civil en el área b) daños al medio ambiente.
El objetivo principal de cualquier sistema de seguridad en la planta es a) evitar que ocurra este evento. En el caso de un LOPC, el sistema de seguridad debería ser capaz de mitigar los efectos con el menor resultado posible. Esto se logra erigiendo diferentes barreras y mitigaciones. Una barrera puede ser una barrera mecánica (Diseñe la estructura para el peor de los casos), sistemas de control (sistemas de seguridad establecidos para evitar que ocurra el evento), etc. Las mitigaciones vigentes en caso de LOPC son: a) sistema de alivio: dirija los hidrocarburos a un lugar donde puedan quemarse / aliviarse sin ningún riesgo para la salud y la seguridad.
Seguridad en el diseño:
Digamos que estamos construyendo una planta, supongamos en este caso una planta de energía a gas, el diseño de la planta de energía pasa por varias etapas: desde un concepto, diseño preliminar, diseño detallado hasta la puesta en marcha (donde se erigen todos los componentes), puesta en marcha y operación. Durante cada etapa, se realiza una revisión de seguridad. Típicamente, un PHA se lleva a cabo durante una etapa conceptual, un HAZOP / FMEA en una etapa de diseño preliminar, un ASR en una etapa detallada. Estos son típicos, el número real de revisiones depende de cada tecnología en particular, el peligro inherente que contiene el sistema y muchos otros factores.
LOPA: El objetivo principal de LOPA (es una herramienta) es determinar si hay suficientes capas de protección contra un escenario de accidente (¿se puede tolerar el riesgo?). Un escenario puede requerir una o más Capas de Protección Independiente (IPL) dependiendo de la complejidad del proceso y la posible gravedad del peor de los casos de una consecuencia.
Basado en el resultado de las revisiones anteriores, las barreras están diseñadas. Recuerde que dije, un sistema instrumentado de seguridad también es una barrera. Entonces, la pregunta obvia es ¿qué pasa si falla el sistema de instrumentación? Una revisión SIL generalmente se realiza para determinar la redundancia de instrumentación necesaria dependiendo de a) la probabilidad de ocurrencia b) el impacto de ocurrencia yc) la probabilidad de falla a demanda de un instrumento. ¿Qué significa esto? Digamos que necesito una válvula simple para cerrar en un escenario y la válvula no se cierra cuando se requiere.
El nivel de integridad requerido para el sistema de seguridad se determina utilizando un SIL. Un nivel SIL 3 normalmente significa que tengo tres instrumentos independientes para detectar el Peligro y dos elementos de control finales (dos válvulas de cierre hermético) para actuar sobre las señales del instrumento.
Al contrario de lo que la mayoría de la gente supone, la industria del petróleo y el gas tiene requisitos de seguridad muy altos. Sin embargo, puedo decir con seguridad que la barra para el SIL y el SIS en una industria nuclear está en un nivel mucho más alto que la planta de energía convencional.
Sistemas de seguridad en una central nuclear.
La razón por la que pasé un tiempo significativo explicando LOPC es que, en una planta de energía nuclear, además de una contención primaria, también hay algo llamado contención secundaria. Tenga en cuenta que en una planta de energía nuclear el evento puede ser una caída de radiación debido a una fusión. Se produce una pérdida de contención primaria cuando la integridad de la estructura de contención se ve comprometida, permitiendo que el combustible fundido y / o los isótopos radiactivos se filtren en la contención secundaria. La pérdida de la contención secundaria permitiría que el combustible derretido y / o los isótopos radiactivos escapen al ambiente exterior. La contención primaria es el hormigón revestido de acero en el que se coloca el reactor de acero. La contención primaria consta de dos partes, el “pozo seco” y el “pozo húmedo” o “toro”. El pozo seco tiene un piso de concreto y lados de concreto con revestimiento de acero. Está diseñado para contener cualquier combustible derretido que se haya escapado del recipiente del reactor y, por lo tanto, cualquier radioactividad emitida por el combustible. El pozo húmedo, que se encuentra debajo del pozo seco y está conectado a él a través de tuberías, contiene agua y está diseñado para reducir el exceso de presión en el pozo seco. El vapor del pozo seco se empuja hacia el pozo húmedo, donde el agua lo enfría y se condensa, lo que alivia la presión en el pozo seco.
La contención secundaria es el edificio en sí mismo. El edificio generalmente se mantiene a una presión más baja, de modo que el aire siempre fluye hacia el edificio. Si la contención primaria tiene fugas, esta diferencia de presión minimizará la cantidad de radiactividad que escapa al exterior del edificio. Bajo ciertas circunstancias, puede haber una pérdida de contención del sistema de ventilación del edificio dependiendo de la extensión de LOPC
En caso de mal funcionamiento, disparo, pérdida repentina de refrigerante de cualquier incidente, el reactor se apagará automáticamente. Pero el sistema puede tener suficiente calor para derretir el núcleo de acero. Esto se llama fusión. Una fusión puede ser parcial o completa. Incluso si hay una fusión del reactor, siempre que la radiación esté confinada en la estructura primaria, no hay pérdida de contención. Esto es lo que sucedió en el accidente de Three Mile Island en 1979 (colapso parcial). Lo que sucedió en Fukushima fue que los sistemas de respaldo que supuestamente proporcionan agua fallaron porque los edificios se inundaron. Esto provocó daños en el edificio del reactor y la pérdida de la contención primaria.
El gráfico anterior muestra los principales accidentes y los años de funcionamiento del reactor.
Los tsunamis de diciembre de 2004 luego de un terremoto de magnitud 9 en Indonesia llegaron a la costa oeste de India y afectaron la central nuclear de Kalpakkam cerca de Madras / Chennai. Cuando se detectaron niveles de agua muy anormales en la toma de agua de enfriamiento, la planta se cerró automáticamente. Se reinició seis días después.
Además de Chernobyl, ningún trabajador nuclear o miembro del público ha muerto como resultado de la exposición a la radiación debido a un incidente comercial en un reactor nuclear. La mayoría de las lesiones y muertes radiológicas graves que ocurren cada año (2-4 muertes y muchas más exposiciones por encima de los límites reglamentarios) son el resultado de grandes fuentes de radiación no controladas, como equipos médicos o industriales abandonados.
Un indicador de seguridad obligatorio es la frecuencia probable calculada de accidentes con núcleo degradado o fusión del núcleo. La Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos (NRC) especifica que los diseños de reactores deben cumplir con una frecuencia de daños en el núcleo de 1 en 10,000 años, pero los diseños modernos superan esto. Los requisitos de servicios públicos de EE. UU. Son de 1 en 100,000 años, las mejores plantas que operan actualmente son aproximadamente 1 en 1 millón y las que probablemente se construirán en la próxima década son casi 1 en 10 millones. Si bien esta frecuencia calculada de daños en el núcleo ha sido una de las principales métricas para evaluar la seguridad del reactor, las autoridades europeas de seguridad prefieren un enfoque determinista, centrándose en la provisión real de hardware de respaldo, aunque también realizan análisis de seguridad probabilísticos (PSA) para la frecuencia del daño en el núcleo .
Puede reducir una realización de riesgo, aquí es LOPC de tres maneras a) Elimine la fuente de riesgo b) Disminuya la probabilidad de que eso suceda a una frecuencia muy minúscula c) evite la realización mediante detección temprana y tome las medidas apropiadas. El párrafo anterior habla de reducir la probabilidad de que ocurra el evento.
Respuesta europea y estadounidense tras el accidente de Fukushima
Luego del desastre de Fukushima, la UE realizó varias pruebas (se evaluaron 143 reactores nucleares de 27 estados miembros) y de otros estados vecinos. Esto incluyó el “margen de seguridad” en los reactores para eventos naturales extremos, como terremotos e inundaciones, así como también en la pérdida de funciones de seguridad y manejo de accidentes severos después de cualquier evento de iniciación.
Nota: Un evento iniciador es una causa que puede provocar LOPC
Los estudios se centraron en cómo responderá la planta a un conjunto de eventos desafiantes. ¿Cuáles son las medidas de seguridad actuales disponibles, cómo responderán y si la respuesta será adecuada (en la industria de procesos se denomina PSA – auditoría de seguridad de procesos)
El alcance de la evaluación toma en cuenta los problemas que han sido resaltados directamente por los eventos en Fukushima y la posibilidad de combinación de eventos iniciadores. Dos ‘eventos iniciadores’ están cubiertos en el alcance: terremoto e inundación. Se analizan las consecuencias de esto: pérdida de energía eléctrica y apagón de la estación, pérdida del disipador de calor final y la combinación de ambos, y las conclusiones son aplicables a otras situaciones de emergencia generales.
Los operadores tienen que explicar sus medios para mantener “las tres funciones fundamentales de seguridad (control de reactividad, confinamiento de la radiactividad del enfriamiento del combustible)” y las funciones de apoyo para estas, “teniendo en cuenta el daño probable causado por el evento inicial”. Para escenarios de manejo de accidentes severos, deben identificar el tiempo antes de que el daño del combustible sea inevitable y el tiempo antes de que el agua comience a hervir en los estanques de combustible usado y antes de que ocurra el daño del combustible. Las medidas para prevenir explosiones de hidrógeno e incendios deben ser parte de esto.
También se consideraron eventos como el apagón de la estación y la pérdida de baterías de respaldo. ¿Qué significa esto? Las baterías de respaldo son redundantes y están integradas en el diseño para atender situaciones de emergencia. La metodología es ver ¿La redundancia estará disponible cuando sea necesario? ¿Hay suficiente redundancia? ¿Funcionarán adecuadamente / estarán disponibles durante una emergencia? (¡Mira el nivel de SIL aquí!)
En junio de 2011, los gobiernos de siete países no pertenecientes a la UE acordaron realizar pruebas de resistencia de reactores nucleares utilizando el modelo de la UE. Armenia, Bielorrusia, Croacia, Rusia, Suiza, Turquía y Ucrania firmaron una declaración de que llevarían a cabo pruebas de estrés y acordaron revisiones por pares de las pruebas por parte de expertos externos. Rusia ya había realizado extensos controles.
En los EE. UU., La Comisión de Regulación Nuclear (NRC, por sus siglas en inglés) en marzo de 2012 hizo pedidos de mejoras de seguridad inmediatas posteriores a Fukushima, que probablemente costarán alrededor de $ 100 millones en toda la flota de los EE. El primer pedido requiere la adición de equipos en todas las plantas para ayudar a responder a la pérdida de toda la energía eléctrica y la pérdida del último disipador de calor para el enfriamiento, así como para mantener la integridad de la contención. Otro requiere instrumentación mejorada de nivel de agua y temperatura en estanques de combustible usado. La tercera orden se aplica solo a los 33 BWR con diseños de contención temprana, y requerirá ‘respiraderos de contención endurecidos confiables’ que funcionen bajo cualquier circunstancia. Las medidas son respaldadas por la asociación de la industria, que también ha propuesto establecer unos seis centros regionales de respuesta a emergencias bajo la supervisión de la NRC con equipos portátiles adicionales.
Eliminación de residuos: existe una exhaustiva norma del OIEA sobre eliminación de residuos nucleares. Se puede encontrar Página en iaea.org. Habla sobre los tipos de instalaciones de eliminación y su ciclo de vida.
Resumen: Al igual que todas las industrias, la industria nuclear ha aprendido de las incidencias y ha endurecido sus estándares, de hecho, más que otros. El historial de seguridad de una industria nuclear es ejemplar en comparación con la industria del petróleo y el gas (Piper Alpha, Golfo de México, incidente de BP en la ciudad de Texas, desastre de Bhopal). El número de vidas que se han perdido en la producción de energía convencional es mayor. Es importante difundir la conciencia y depurar los mitos.
Referencias
1. Seguridad de los reactores nucleares (la información sobre las horas de operación, el gráfico y la respuesta de la UE, EE. UU. Y otros países no pertenecientes a la UE provienen explícitamente de este recurso)
2. Página en ucsusa.org
3. Página en aiche.org
