EVENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI

Presentación del tema: "EVENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI"— Transcripción de la presentación:

1 EVENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI
Dr. Arturo Delfín-Loya Abril 2011

2 CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI
Unidad 1 Unidad 2 Unidad 3 Unidad 4 CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI Unidad 1 BWR 3 (439 MW). En operación. Unidades 2 y 3 BWR 4 (760 MW). En operación Unidades: 4 y 5 BWR 4 (760 MW). En parada Unidad 6: BWR 5 (1007 MW). En parada

3 Alberca de Combustible Gastado
DISEÑO DE PLANTA Piso de Recarga Alberca de Combustible Gastado 1ª Barrera, Elemento Combustible 2ª Barrera, Vasija del Reactor 3ª Barrera, Contención Primaria 4ª Barrera, Edificio de Contención Secundaria (Hormigón) Alberca de Supresión de Presión (Toro) Pozo Seco

4 (1ª BARRERA DE PROTECCIÓN) Pastillas Combustible
ELEMENTO COMBUSTIBLE (1ª BARRERA DE PROTECCIÓN) Pastillas Combustible

5 (2ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
VASIJA – REACTOR (2ª BARRERA DE PROTECCIÓN) Control de la Reactividad Extracción de Calor Barrera de Presión

6 (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
RECINTO CONTENCIÓN (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN) Mantener las temperaturas y presiones que se derivan de los accidentes por pérdida de refrigerante

7 (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
RECINTO CONTENCIÓN (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN) Confinamiento de material radiactivo en caso de sucesos imprevisibles

8 CONTENCIÓN SECUNDARIA (4ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
Contiene los equipos de los sistemas necesarios para inyectar agua al reactor en caso de accidente: Contención Secundaria

9 Sistemas de Emergencia
ECCS Emergency Core Cooling System)

10 Sistemas de Emergencia
High Pressure Core System (HPCS) Low Pressure Core System (LPCS) Reactor Core Isolation Cooling System (RCIC)

11 EVENTO El 11 de marzo un terremoto de magnitud 9, con epicentro en el mar de la región de Sendai, afectó a la central de Fukushima. La central nuclear está diseñada para terremotos de magnitud inferior a 9. El tsunami originado por el terremoto ocasiona olas mayores de 10 metros que inundan la zona costera y 8 las instalaciones de la central nuclear.

12 Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta
EVENTO Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta Dada una pérdida de potencia externa de los transformadores normal auxiliar y de reserva, las cargas esenciales son automáticamente conectadas a los generadores diesel de emergencia. Las fuentes de energía de emergencia generadores diesel) constituyen una fuente de potencia para todas las cargas relacionadas con la seguridad cuando los suministros normales de corriente alterna no están disponibles.

13 Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta
EVENTO Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta SECUENCIA DE EVENTOS PARA EL TRANSITORIO DE PERDIDA DEL TRANSFORMADOR AUXILIAR. Tpo. (seg) EVENTOS Sismo 9° Richter Se presenta la pérdida del transformador auxiliar. Disparo de los motores de las bombas de recirculación. Disparo de las bombas booster y de las bombas de condensado 2.0 SCRAM del Rx. por falla del suministro de energía eléctrica. Cierre de las MSIV's por falla del suministro de energía eléctrica. 5.3-6 Actuación de los 5 grupos de válvulas de seguridad en su función de alivio. 8.0 Disparo de turbina principal por bajo vacío en el condensador. 8.1 Válvulas de paro de turbina cerradas. 11.1 Los 5 grupos de válvulas de alivio cerradas.

14 Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta
EVENTO Continúa Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta SECUENCIA DE EVENTOS PARA EL TRANSITORIO DE PERDIDA DEL TRANSFORMADOR AUXILIAR. Tpo. (seg) EVENTOS 13.8 Grupo 1 de válvulas de alivio abren. 24.8 Cierre de válvulas de alivio. 28.0 Cierre de las válvulas de bypass de turbina por bajo vacío en el condensador. 34.4 Reapertura del grupo 1 de válvulas de seguridad. 41.1 Cierre del grupo 1 de SRV's. >50 Iniciación del RCIC y HPCS por nivel 2 El grupo 1 de SRV's abren y cierran en sus puntos de ajuste. ~3600 Por Tsunami. Adiós Generadores Diesel.

15 Sucesos Principales - UNIDAD 1
EVENTO U-1 Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 1 110311 14:46 Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto 15:42 Perdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami 16:36 Fuera de servicio el sistema de enfriamiento del Reactor 110312 Subida de presión en la Contención primaria 10:17 Comienzan los venteos de la Contención Primaria 15:36 Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria 20:20 Comienza la inyección de agua de mar boratada 110323 02:33 Aumenta la aportación de agua de enfriamiento al poner en servicio la línea de contraincendios Energía Eléctrica Externa

16 EVENTO U-1 Sistema de Enfriamiento Alberca de Combustible Gastado
del Núcleo

17 Sucesos Principales – UNIDAD 2
EVENTO U-2 Fecha Hora Sucesos Principales – UNIDAD 2 110313 11:00 Comienzan los venteos de la Contención Primaria 110314 13:42 Pérdida de las funciones de enfriamiento del Reactor 16:34 Comienza la inyección de agua de mar boratada al Reactor 22:50 Subida de presión en la Contención Primaria 110315 00:02 Venteo de la Contención Primaria 06:10 Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria 06:20 aprox Posible daño en la Cámara de Supresión (Toro) 110320 15:05-17:20 Se inyecta agua de mar boratada en la piscina de combustible gastado 15:46 Recuperada la energía eléctrica AC externa Entrada Pozo Seco

18 Posible daño al Toroide U-2
EVENTO U-2 Posible daño al Toroide U-2

19 Sucesos Principales - UNIDAD 3
EVENTO U-3 Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 3 110311 14:46 Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto 15:42 Perdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el Tsunami 110312 20:41 Comienzan los venteos de la Contención Primaria 110313 05:10 Fuera de servicio el sistema de enfriamiento de emergencia del Reactor 13:12 Comienza la inyección de agua de mar boratada al Reactor 110314 07:44 Subida de Presión en la Contención Primaria 11:01 Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria 110317 09:48 Descarga de agua de enfriamiento con helicópteros y camiones de bomberos 110322 22:43 Recuperada iluminación en el Cuarto de Control Unidad 3 Sistema Enfriamiento Piscina Combustible Gastado (dificultad en mantener Temperatura de la Alberca) Unidad 4

20 EVENTO U-4 Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 4
Sistema Enfriamiento Piscina Combustible Gastado (Dificultad en mantener Temperatura de la Vasija / Posible daño en la envolvente) Elementos Combustibles Fuera del Reactor Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 4 Planta en parada de recarga y mantenimiento 110311 15:42 Perdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el Tsunami 110314 04:08 Aumenta la Temperatura en la alberca de combustible gastado 110315 09:38 Fuego en la 3ª planta 110320 08:21 Comienza el rociado de agua con bombas de presión exteriores 110322 10:35 Recuperada la energía eléctrica AC externa

21 EVENTO U-5 y U-6 Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 5
Planta en parada de recarga y mantenimiento 110311 14:30 Parada fría del Reactor 110321 11:36 Recuperada la energía eléctrica AC externa Fecha Hora Sucesos Principales - UNIDAD 6 Planta en parada de recarga y mantenimiento 110320 19:27 Parada fría del Reactor 110322 19:17 Recuperada la energía eléctrica AC externa

22 REACCIÓN DEL HIDRÓGENO
Cuando el inventario de refrigerante en el núcleo disminuye, el núcleo se descubre. Durante este tiempo en que no hay refrigerante, la temperatura del combustible se incrementa tremendamente ya que el mecanismo primordial que se tiene para disipar el calor almacenado es el de radiación. Las elevadas temperaturas que se alcanzan en el encamisado favorecen un incremento en la rapidez de oxidación del zircaloy con vapor a altas temperaturas. A aproximadamente 1,850 ºC la reacción química de oxidación desprende una gran cantidad de energía que coopera a la mayor oxidación. La formación del óxido de zirconio en la pared de la varilla de combustible, causa una fragilización en la misma. Mientras tanto superando los 1,200 ºC se genera Hidrógeno al reaccionar químicamente el material de la vaina (Zirconio) con el vapor de agua. Consecuentemente se acumula Hidrógeno en el interior de la vasija, Pasa a la contención primaria al despresurizar la vasija. Al aumentar la presión en la Contención Primaria se ventea a la parte superior del Edificio de Contención Secundaria. Al contacto con el aire forma una atmósfera explosiva que a través de una pequeña fuente de ignición induce a la explosión.

23 Combustible Sobrecalentado Combustible Fundido Núcleo Dañado
REACCIÓN DEL HIDRÓGENO T > 1200°C Liberación H Acumulación de H Explosión Despresurización Vasija Venteo Núcleo Descubierto Combustible Sobrecalentado Combustible Fundido Núcleo Dañado

24 Referencia: JAIF, 28 marzo 2011
SITUACIÓN DE LAS PLANTAS Referencia: JAIF, 28 marzo 2011 Estado Unidades 1 y 3 Unidad 2 Unidad 4 Unidades 5 y 6 Núcleo e integridad combustible Dañado Sin Combustibles en el Reactor No Dañado Integridad vasija Sin Datos No Dañada Integridad contención primaria Probablemente Dañada Integridad contención secundaria Severamente Dañada Ligeramente Dañada Apertura para Venteo H2 Enfriamiento vasija Agua Fresca No Necesaria Integridad piscina combustible 1: Sin datos 3: Probablemente dañada Sin datos Probablemente Sin daños Enfriamiento piscinas 3: Spray agua de mar Inyección agua de mar Spray agua de mar Recuperada enfriamiento normal Alimentación eléctrica externa Recuperada por líneas alternativas. Iluminación en el Cuarto de Control INES (Escala sucesos nucleares) 5 3 ____

25 Evento Radiológico 16 y 22 de Marzo de 2011

26 ¿ QUÉ SIGNIFICA “1 μSv/h” ?
Evento Radiológico 28 de Marzo de 2011 ¿ QUÉ SIGNIFICA “1 μSv/h” ? Es la unidad que mide el riesgo radiológico a una exposición de radiación. Si se estuviera expuesto a “1 μSv/h” durante un mes, supondría: Dosis acumulada = 1 x 24 horas x 30 días x 1 μSv/h = 720 μSv 1 nGy/h = 0,001 μSv/h (300 – 866 nGy/h = 0,300 – 0,866 μSv/h)

27 Supone una baja exposición para el cuerpo humano
Evento Radiológico Exposición Supone una baja exposición para el cuerpo humano Por radiación natural se recibe: 2400 μSv/año. Límite legal para trabajadores de instalaciones nucleares: Límite anual: μSv/año. Límite acumulado en 5 años: inferior a μSv/año. Dosis reportada en el límite del emplazamiento: 500 – 125 μSv/h. Referencia de Niveles de Radiación

28 Pérdida de Alimentación Eléctrica Exterior
Criterios de Diseño Planta Nuclear Resistir fenómenos naturales específicos del emplazamiento: Terremotos Inundaciones Pérdida de alimentación eléctrica exterior Pérdida total de energía eléctrica exterior e interior Pérdida de Alimentación Eléctrica Exterior Se dispone de generadores diesel como fuente de alimentación interior de reserva. Tienen la capacidad de alimentar el 100% de los equipos relacionados con la seguridad. Están instalados en salas independientes.

29 Pérdida de Alimentación
Eléctrica Exterior Se dispone de salas de baterías redundantes de corriente continua para alimentar los sistemas de refrigeración de emergencia que no depende de corriente alterna. Las centrales tienen previstos protocolos de actuación ante sucesos imprevisibles, más allá del diseño (accidentes severos) para mantener: La parada del reactor. La integridad de la vasija. La integridad de la contención primaria. Estos protocolos están documentados y se mantienen actualizados, formando parte del entrenamiento periódico del personal que opera las centrales.

30 Acciones (WANO – INPO) La Asociación Mundial de Operadores Nucleares (WANO/INPO) ha Emitido Recomendaciones para que, a la luz de la experiencia del Suceso de Japón, todas las Centrales verifiquen su capacidad de Mitigar Accidentes más allá de las Bases de Diseño, Incluyendo: Verificación de Equipos Activos y Pasivos Verificación de Procedimientos Verificación de Calificación de Operadores y Personal de Apoyo

31 Esta presentación continuará de acuerdo a los eventos que sucedan
Acciones Esta presentación continuará de acuerdo a los eventos que sucedan Consultar las siguientes: Fuentes: La información generada de los webs: Organización Internacional de la Energía Atómica , Japan Nuclear Safety Agency Consejo de Seguridad Nuclear Tokyo Electric Power Co. Japan Atomic Industrial Forum American Nuclear Society European Nuclear Society European Atomic Forum World Association Nuclear Operators Foro Nuclear No se equivoca el que No trabaja Dr. Arturo Delfín-Loya