Dr. Arturo Delfín-Loya

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

2. Unidad 1 Unidad 2 Unidad 3 Unidad 4

3. DISEÑO DE PLANTA Piso de Recarga Alberca de Combustible Gastado Pozo Seco 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)

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

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

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

7. 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. 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. EVENTO Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta

14. EVENTO Continúa Posible Respuesta de los Sistemas de la Planta

15. EVENTO U-1 Energía Eléctrica Externa

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

17. EVENTO U-2 Entrada Pozo Seco

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

19. EVENTO U-3 Unidad 3 Sistema Enfriamiento Piscina Combustible Gastado (dificultad en mantener Temperatura de la Alberca) Unidad 4

20. EVENTO U-4 Sistema Enfriamiento Piscina Combustible Gastado (Dificultad en mantener Temperatura de la Vasija / Posible daño en la envolvente) Elementos Combustibles Fuera del Reactor

21. EVENTO U-5 y U-6

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

24. SITUACIÓN DE LAS PLANTAS Referencia: JAIF, 28 marzo 2011

25. Evento Radiológico 16 y 22 de Marzo de 2011

26. 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. 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: 50.000 μSv/año. • Límite acumulado en 5 años: inferior a 100.000 μSv/año. • Dosis reportada en el límite del emplazamiento: 500 – 125 μSv/h. Referencia de Niveles de Radiación

28. 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. 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 www.iaea.org , Japan Nuclear Safety Agency www.jnes.go.jp/english/index.html, Consejo de Seguridad Nuclear www.csn.es, Tokyo Electric Power Co. www.tepco.co.jp/en/index-e.html, Japan Atomic Industrial Forum www.jaif.or.jp/english, American Nuclear Society www.ans.org, European Nuclear Society www.euronuclear.org, European Atomic Forum www.foratom.org, World Association Nuclear Operators www.wano.info, Foro Nuclear www.foronuclear.org No se equivoca el que No trabaja Dr. Arturo Delfín-Loya