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EFECTO DEL TERREMOTO Y TSUNAMI
EN LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI
Marzo de 2011
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.
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DISEÑO DE LA PLANTA
Planta de Recarga (Acero)
2ª BarreraVasija del Reactor
Piscina Combustible gastado
1ª BarreraElemento Combustible
3
3ª BarreraContención Primaria
Piscina de Supresión (Toro)
4ª BarreraEdificio Contención Secundaria (Hormigón)
DISEÑO DE LA PLANTAELEMENTO COMBUSTIBLE (1ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
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PASTILLADE UO2
(Óxido deUranio)
VARILLA ELEMENTOCOMBUSTIBLE
FUNCIONES:
� Control Reactividad:
� Coeficiente de reactividad negativo
DISEÑO DE LA PLANTAVASIJA – REACTOR (2ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
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negativo
� Extracción de calor
� Barrera de presión
NÚCLEO DEL REACTOR(Elementos Combustibles)
BARRAS DE CONTROL DE LAPOTENCIA DEL REACTOR
�Mantener las temperaturas y presiones que se derivan de los accidentes de pérdida de refrigerante.
DISEÑO DE LA PLANTARECINTO CONTENCIÓN (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
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pérdida de refrigerante.
�Confinamiento de material radiactivo en caso de sucesos imprevisibles.
�Contiene los equipos de los sistemas necesarios para inyectar agua al reactor en caso de accidente:
DISEÑO DE LA PLANTACONTENCIÓN SECUNDARIA (4ª BARRERA DE PROTECCIÓN)
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caso de accidente:
� Sist. Inyección de Baja Presión
� Sist. Inyección de Alta Presión
� Sist. de Condensador de Aislamiento
INICIO DEL SUCESO
� 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
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mayores de 10 metros que inundan la zona costera y las instalaciones de la central nuclear.
CONSECUENCIAS DEL TERREMOTO / TSUNAMI
ANTES
DESPUÉS
UNIDAD 1: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto.
11th 15:42: Perdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami.
11th 16:36: Fuera de servicio el sistema de refrigeración del Reactor.
12th Subida de presión en la Contención Primaria.
12th 10:17: Comienzan los venteos de la Contención Primaria.
SISTEMA ENFRIAMIENTOPISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
x
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Primaria.
12th 15:36: Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria.
12th 20:20: Comienza la inyección de agua de mar borada.
23th 02:33: Aumenta la aportación de agua de refrigeración al poner en servicio la línea de contraincendios.
ENERGÍAEXTERNA
GENERADORESDIESEL
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
x x x
UNIDAD 2: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto.
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami.
11th 16:36: Fuera de servicio el sistema de refrigeración del Reactor.
13th 11:00: Comienzan los venteos de la Contención Primaria.
14th 13:25: Pérdida de las funciones de refrigeración del Reactor.
14th 16:34: Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor
xSISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
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14th 16:34: Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor
14th 22:50 Subida de presión en la Contención Primaria.
15th 00:02: Venteo de la Contención Primaria.
15th 06:10: Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria.
15th alrededor 06:20: Posible daño en la Cámara de Supresión (Toro).
20th 15:05 ~ 17:20 Se inyecta agua de mar borada en la piscina de combustible gastado.
20th 15:46 Recuperada la energía eléctrica AC externa.
ENERGÍAEXTERNA
GENERADORESDIESEL
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
Posible daño Toro
x: Sistemas fuera de servicio
x x x
UNIDAD 3: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
11th 14:46: Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto.
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami.
12th 20:41: Comienzan los venteos de la Contención Primaria.13th 05:10: Fuera de servicio el sistema de refrigeración de emergencia del
Reactor.13th 13:12: Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor.
xSISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO(Dificultad en mantener Tª de Piscina
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14th 07:44: Subida de presión en la Contención Primaria.14th 11:01: Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria.17th 09:48: Descarga de agua de refrigeración con helicópteros y camiones de
bomberos.22nd 22:43: Recuperada iluminación en Sala de Control.
ENERGÍAEXTERNA
GENERADORESDIESEL
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
x x x
UNIDAD 4: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
11th 15:42: Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami.
14th 04:08: Aumenta la Tª en la piscina de combustible gastado.
Planta en parada de recarga y mantenimiento
ELEMENTOS COMBUSTIBLES FUERA DEL REACTOR
xSISTEMA ENFRIAMIENTO
PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO(Dificultad en mantener Tª de Vasija / Posible daño en la envolvente
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gastado.
15th 09:38: Fuego en la 3ª planta.
20th 08:21 Comienza el rociado de agua con bombas de presión exteriores.
22nd 10:35: Recuperada la energía eléctrica AC externa.
ENERGÍAEXTERNA
GENERADORESDIESEL
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
x x x
UNIDAD 5: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
11th 14:30 Parada fría del Reactor.
SISTEMA ENFRIAMIENTOPISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
Planta en parada de recarga y mantenimiento
x
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11th 14:30 Parada fría del Reactor.
21th 11:36 Recuperada la energía eléctrica AC externa.
ENERGÍAEXTERNA
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
x: Sistemas fuera de servicio
x x
UNIDAD 6: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO
SISTEMA ENFRIAMIENTOPISCINA COMBUSTIBLE GASTADO
20th 19:27 Parada fría del Reactor.
Planta en parada de recarga y mantenimiento
x
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ENERGÍAEXTERNA
SISTEMAREFRIGERACIÓN
NÚCLEO
20th 19:27 Parada fría del Reactor.
22th 19:17 Recuperada la energía eléctrica AC externa.
x: Sistemas fuera de servicio
x x
CAUSAS DE LA EXPLOSIÓN DE HIDRÓGENO
� Cuando las varillas de combustible superan 1200ºC se genera hidrógeno al reaccionar químicamente el material de la vaina (Zirconio) con el vapor de agua.
� Se acumula en el interior de la vasija.
� Pasa a la contención primaria al �
�
�
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� 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.
�
�
�
SITUACIÓN ACTUAL DE LAS PLANTAS (28-03-2011)
Unidades 1 y 3 Unidad 2 Unidad 4 Unidades 5 y 6Sin combustible en
Unidades 1 y 3 Unidad 2 Unidad 4 Unidades 5 y 6
Referencia: JAIF, 28 marzo 2011
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Núcleo e integridad combustible Dañado DañadoSin combustible en
reactorNo dañado
Integridad vasija Sin datos Sin datos Sin daños No dañada
Integridad contención primaria No dañadaProbablemente
dañadaNo dañada No dañada
Integridad contención secundaria Severamente dañada Ligeramente dañada Severamente dañada Apertura para venteo H2
Refrigeración vasija Con agua fresca Con agua fresca No necesaria No necesaria
Integridad piscina combustible1: Sin datos3: Probablemente
dañadaSin datos
Probablemente dañada
Sin daños
Refrigeración piscinas1: Sin datos3: Spray agua de mar
Inyección agua de mar Spray agua de marRecuperada
refrigeración normal
Alimentación eléctrica externa Recuperada por líneas alternativas. Iluminación en Salas de Control
INES (Escala sucesos nucleares) 5 5 3 --
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS (28-03-2011)
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� 1 nGy/h = 0,001 µµµµSv/h (300 – 866 nGy/h = 0,300 – 0,866 µµµµSv/h)
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
� Es la unidad que mide el riesgo radiológico a una exposición de radiación.� Si se estuviera expuesto a “1 µµµµSv/h” durante un mes, supondría:
- Dosis acumulada = 1 x 24 horas x 30 días x 1 µµµµSv/h = 720 µµµµSv
Supone una baja exposición para el cuerpo humano
¿ QUÉ SIGNIFICA “1 µµµµSv/h” ?
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Supone una baja exposición para el cuerpo humano
� Por radiación natural se recibe: 2400 µSv/año.
� Límite legal 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.
CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS
REFERENCIA DE NIVELES DE RADIACIÓN
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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
CRITERIOS DE DISEÑO
�Resistir fenómenos naturales específicos del emplazamiento:
� Terremotos
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� Terremotos
� Inundaciones
� Pérdida de alimentación eléctrica exterior
� Pérdida total de energía eléctrica exterior e interior
PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
TERREMOTO
�ESPAÑA ES ZONA DE BAJA SISMICIDAD.
�Capacidad estructural de equipos y estructuras relacionados con la parada segura de la central con un factor de seguridad muy superior al máximo histórico de la zona.muy superior al máximo histórico de la zona.
PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
INUNDACIONES / AVENIDAS
CRITERIO: QUE NO SE VEAN AFECTADOS LOS EQUIPOS Y SISTEMAS DE LA CENTRAL
�Tsunamis. Probabilidad escasa.�Cálculo nivel máximo de inundación:
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�Cálculo nivel máximo de inundación:� Modelo hidrometeorológico e hidrológico de la cuenca
� Precipitación máxima probable por lluvia y fusión de nieve
� Análisis de tormentas históricas
� Análisis de avenidas históricas
PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
PÉRDIDA DE ALIMENTACIÓN ELÉCTRICA EXTERIOR
�Se dispone de generadores diesel como fuente de alimentación interior de reserva.
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�Tienen la capacidad de alimentar el 100% de los equipos relacionados con la seguridad.
�Están instalados en salas independientes.
PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES
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.
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PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN ADICIONALESPROTOCOLOS DE ACTUACIÓN ADICIONALES
�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.
�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.
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� 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.
� 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.
ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO(WANO – INPO)
ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO(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:
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:
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� VERIFICACIÓN DE EQUIPOS ACTIVOS Y PASIVOS
� VERIFICACIÓN DE PROCEDIMIENTOS
� VERIFICACIÓN DE CUALIFICACIÓN DE OPERADORES Y PERSONAL DE APOYO
� VERIFICACIÓN DE EQUIPOS ACTIVOS Y PASIVOS
� VERIFICACIÓN DE PROCEDIMIENTOS
� VERIFICACIÓN DE CUALIFICACIÓN DE OPERADORES Y PERSONAL DE APOYO
ASIMISMO, LA ASOCIACIÓN DE AUTORIDADES REGULADORAS DE SEGURIDAD
NUCLEAR DE EUROPA OCCIDENTAL (WENRA) HA ELABORADO UN PRIMER LISTADO
DE CÓMO LLEVAR A CABO LAS REVISIONES DE SEGURIDAD Y LOS ANÁLISIS DE
RIESGOS (DENOMINADOS STRESS TESTS O PRUEBAS DE RESISTENCIA) DE LAS
CENTRALES NUCLEARES EUROPEAS, CONSIDERANDO:
ASIMISMO, LA ASOCIACIÓN DE AUTORIDADES REGULADORAS DE SEGURIDAD
NUCLEAR DE EUROPA OCCIDENTAL (WENRA) HA ELABORADO UN PRIMER LISTADO
DE CÓMO LLEVAR A CABO LAS REVISIONES DE SEGURIDAD Y LOS ANÁLISIS DE
RIESGOS (DENOMINADOS STRESS TESTS O PRUEBAS DE RESISTENCIA) DE LAS
CENTRALES NUCLEARES EUROPEAS, CONSIDERANDO:
ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO(WENRA)
ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO(WENRA)
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� SUCESOS INICIADORES MÁS ALLÁ DE LAS BASES DE DISEÑO
� PÉRDIDA PROLONGADA DE LAS FUNCIONES DE SEGURIDAD
� PROBLEMAS DE GESTIÓN DEL ACCIDENTE
� SUCESOS INICIADORES MÁS ALLÁ DE LAS BASES DE DISEÑO
� PÉRDIDA PROLONGADA DE LAS FUNCIONES DE SEGURIDAD
� PROBLEMAS DE GESTIÓN DEL ACCIDENTE