EFECTO DEL TERREMOTO Y TSUNAMI EN LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI. Marzo de 2011

EFECTO DEL TERREMOTO Y TSUNAMI EN LAS CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI Marzo de 2011 CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI  Unidad 1:

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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) Piscina Combustible gastado 1ª Barrera Elemento Combustible 2ª Barrera Vasija del Reactor 3ª Barrera Contención Primaria 4ª Barrera Edificio Contención Secundaria (Hormigón) Piscina de Supresión (Toro)

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DISEÑO DE LA PLANTA ELEMENTO COMBUSTIBLE (1ª BARRERA DE PROTECCIÓN)

PASTILLA DE UO2 (Óxido de Uranio)

VARILLA

ELEMENTO COMBUSTIBLE

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DISEÑO DE LA PLANTA VASIJA – REACTOR (2ª BARRERA DE PROTECCIÓN)

FUNCIONES:  Control Reactividad:  Coeficiente de reactividad negativo  Extracción de calor  Barrera de presión NÚCLEO DEL REACTOR (Elementos Combustibles)

BARRAS DE CONTROL DE LA POTENCIA DEL REACTOR

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DISEÑO DE LA PLANTA RECINTO CONTENCIÓN (3ª BARRERA DE PROTECCIÓN)

Mantener las temperaturas y presiones que se derivan de los accidentes de pérdida de refrigerante. Confinamiento de material radiactivo en caso de sucesos imprevisibles.

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DISEÑO DE LA PLANTA CONTENCIÓN SECUNDARIA (4ª BARRERA DE PROTECCIÓN)

Contiene los equipos de los sistemas necesarios para inyectar agua al reactor en caso de accidente:  Sist. Inyección de Baja Presión  Sist. Inyección de Alta Presión  Sist. de Condensador de Aislamiento

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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 las instalaciones de la central nuclear.

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CONSECUENCIAS DEL TERREMOTO / TSUNAMI

ANTES

DESPUÉS

UNIDAD 1: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO

x

SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO

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. 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.

x

ENERGÍA EXTERNA

x

x

GENERADORES DIESEL

SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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UNIDAD 2: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO

x

SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO

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 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. Posible daño Toro

x

ENERGÍA EXTERNA

x

x

GENERADORES DIESEL

20th 15:46 Recuperada la energía eléctrica AC externa.

SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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x

UNIDAD 3: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO (Dificultad en mantener Tª de Piscina

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. th 12 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. 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.

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ENERGÍA EXTERNA

x

x

GENERADORES DIESEL

SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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UNIDAD 4: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO

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SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO (Dificultad en mantener Tª de Vasija / Posible daño en la envolvente ELEMENTOS COMBUSTIBLES FUERA DEL REACTOR

Planta en parada de recarga y mantenimiento

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. 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.

x

ENERGÍA EXTERNA

x

x

GENERADORES DIESEL

SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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UNIDAD 5: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO

x

SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO

Planta en parada de recarga y mantenimiento

11th 14:30 Parada fría del Reactor. 21th 11:36 Recuperada la energía eléctrica AC externa.

x

ENERGÍA EXTERNA

x SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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UNIDAD 6: PRINCIPALES EVENTOS DESPUÉS DEL TERREMOTO

x

SISTEMA ENFRIAMIENTO PISCINA COMBUSTIBLE GASTADO

Planta en parada de recarga y mantenimiento

20th 19:27 Parada fría del Reactor. 22th 19:17 Recuperada la energía eléctrica AC externa.

x

ENERGÍA EXTERNA

x SISTEMA REFRIGERACIÓN NÚCLEO

x: Sistemas fuera de servicio

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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 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.

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SITUACIÓN ACTUAL DE LAS PLANTAS (28-03-2011) Unidades 1 y 3

Unidad 2

Unidad 4

Unidades 5 y 6

Referencia: JAIF, 28 marzo 2011

Núcleo e integridad combustible Integridad vasija Integridad contención primaria Integridad contención secundaria Refrigeración vasija Integridad piscina combustible Refrigeración piscinas Alimentación eléctrica externa INES (Escala sucesos nucleares)

Unidades 1 y 3

Unidad 2

Unidad 4

Unidades 5 y 6

Dañado

Dañado

Sin combustible en reactor

No dañado

Sin datos

Sin datos

Sin daños

No dañada

No dañada

Probablemente dañada

No dañada

No dañada

Severamente dañada

Ligeramente dañada

Con agua fresca

Con agua fresca

No necesaria

No necesaria

Sin datos

Probablemente dañada

Sin daños

Inyección agua de mar

Spray agua de mar

Recuperada refrigeración normal

1: Sin datos 3: Probablemente dañada 1: Sin datos 3: Spray agua de mar

Severamente dañada Apertura para venteo H2

Recuperada por líneas alternativas. Iluminación en Salas de Control 5 5 3 -17

CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS (28-03-2011)

 1 nGy/h = 0,001 µSv/h (300 – 866 nGy/h = 0,300 – 0,866 µSv/h) 18

CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS

¿ 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

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. 19

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  Inundaciones  Pérdida de alimentación eléctrica exterior  Pérdida total de energía eléctrica exterior e interior

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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.

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:  Modelo hidrometeorológico e hidrológico de la cuenca  Precipitación máxima probable por lluvia y fusión de nieve  Análisis de tormentas históricas  Análisis de avenidas históricas

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PROTECCIÓN FRENTE A FENÓMENOS NATURALES Y ACCIDENTES 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. 24

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 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.  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.

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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:

 VERIFICACIÓN DE EQUIPOS ACTIVOS Y PASIVOS  VERIFICACIÓN DE PROCEDIMIENTOS  VERIFICACIÓN DE CUALIFICACIÓN DE OPERADORES Y PERSONAL DE APOYO

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ACCIONES DERIVADAS DEL SUCESO (WENRA)

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:

 SUCESOS INICIADORES MÁS ALLÁ DE LAS BASES DE DISEÑO  PÉRDIDA PROLONGADA DE LAS FUNCIONES DE SEGURIDAD  PROBLEMAS DE GESTIÓN DEL ACCIDENTE

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