Segurança nuclear passiva - Passive nuclear safety

A segurança nuclear passiva é uma abordagem de projeto para recursos de segurança, implementados em um reator nuclear , que não requer nenhuma intervenção ativa por parte do operador ou feedback elétrico / eletrônico para colocar o reator em um estado de desligamento seguro, no caso de um determinado tipo de emergência (geralmente superaquecimento resultante de uma perda de refrigerante ou perda de fluxo de refrigerante). Tais características de projeto tendem a depender da engenharia de componentes de forma que seu comportamento previsto desaceleraria, em vez de acelerar a deterioração do estado do reator; eles normalmente tiram proveito de forças naturais ou fenômenos como gravidade, flutuabilidade, diferenças de pressão, condução ou convecção de calor natural para realizar funções de segurança sem exigir uma fonte de energia ativa. Muitos projetos de reatores comuns mais antigos usam sistemas de segurança passiva até certo ponto, em vez disso, contam com sistemas de segurança ativa , como motores a diesel. Alguns projetos de reatores mais novos apresentam sistemas mais passivos; a motivação é que eles são altamente confiáveis ​​e reduzem o custo associado à instalação e manutenção de sistemas que, de outra forma, exigiriam vários trens de equipamentos e fontes de alimentação redundantes de classe de segurança para atingir o mesmo nível de confiabilidade. No entanto, forças motrizes fracas que acionam muitos recursos de segurança passivos podem representar desafios significativos para a eficácia de um sistema passivo, especialmente no curto prazo após um acidente.

Terminologia

'Segurança passiva' descreve quaisquer mecanismos de segurança cujo acionamento requer pouco ou nenhum poder externo ou controle humano. Os projetos de reatores modernos têm se concentrado em aumentar o número de sistemas passivos para mitigar o risco de erro humano agravado.

Apesar da maior segurança associada a uma maior cobertura por sistemas passivos, todos os reatores nucleares de grande escala atuais requerem sistemas externos (ativos) e internos (passivos). Não existem reatores 'passivamente seguros', apenas sistemas e componentes. Os sistemas de segurança são usados ​​para manter o controle da planta se ela sair das condições normais em caso de ocorrências operacionais antecipadas ou acidentes, enquanto os sistemas de controle são usados ​​para operar a planta em condições normais. Às vezes, um sistema combina os dois recursos. A segurança passiva se refere aos componentes do sistema de segurança, enquanto a segurança inerente se refere ao processo do sistema de controle, independentemente da presença ou ausência de subsistemas específicos de segurança.

Um exemplo de sistema de segurança com componentes de segurança passivos é o recipiente de contenção de um reator nuclear. As paredes de concreto e o revestimento de aço da embarcação apresentam segurança passiva, mas requerem sistemas ativos (válvulas, circuitos de feedback, instrumentação externa, circuitos de controle, etc.) que requerem energia externa e operação humana para funcionar.

A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) classifica o grau de "segurança passiva" dos componentes da categoria A a D, dependendo do que o sistema não faz uso:

  1. nenhum fluido de trabalho móvel
  2. nenhuma peça mecânica móvel
  3. sem entradas de sinal de 'inteligência'
  4. sem entrada de energia externa ou forças

Na categoria A (1 + 2 + 3 + 4) está o revestimento do combustível, a camada externa protetora e não reativa do pellet de combustível, que não usa nenhuma das características acima: está sempre fechado e mantém o combustível e os produtos de fissão dentro e não é aberto antes de chegar à planta de reprocessamento. Na categoria B (2 + 3 + 4) está a linha de sobretensão, que conecta a perna quente com o pressurizador e ajuda a controlar a pressão no loop primário de um PWR e usa um fluido de trabalho em movimento ao cumprir sua missão. Na categoria C (3 + 4) está o acumulador, que não precisa de entrada de sinal de 'inteligência' ou alimentação externa. Uma vez que a pressão no circuito primário cai abaixo do ponto de ajuste das válvulas do acumulador com mola, as válvulas se abrem e a água é injetada no circuito primário por nitrogênio comprimido. Na categoria D (4 apenas) está o SCRAM que utiliza fluidos de trabalho em movimento, peças mecânicas móveis e entradas de sinal de 'inteligência', mas não energia ou forças externas: as hastes de controle caem impulsionadas pela gravidade, uma vez que foram liberadas de sua braçadeira magnética. Mas a engenharia de segurança nuclear nunca é tão simples: uma vez liberada, a haste pode não cumprir sua missão: pode ficar presa devido às condições do terremoto ou devido a estruturas centrais deformadas. Isso mostra que, embora seja um sistema passivamente seguro e tenha sido acionado corretamente, pode não cumprir sua missão. Os engenheiros nucleares levaram isso em consideração: Normalmente, apenas uma parte das hastes lançadas é necessária para desligar o reator. Amostras de sistemas de segurança com componentes passivos de segurança podem ser encontradas em quase todas as usinas nucleares: contenção, hidroacumuladores em PWRs ou sistemas de supressão de pressão em BWRs.

Na maioria dos textos sobre componentes 'passivamente seguros' em reatores de próxima geração, a questão principal é que nenhuma bomba é necessária para cumprir a missão de um sistema de segurança e que todos os componentes ativos (geralmente I&C e válvulas) dos sistemas funcionam com a energia elétrica das baterias.

A IAEA usa explicitamente a seguinte advertência:

... passividade não é sinônimo de confiabilidade ou disponibilidade, muito menos com garantia de adequação do recurso de segurança, embora vários fatores potencialmente adversos ao desempenho possam ser mais facilmente neutralizados por meio de design passivo (percepção pública). Por outro lado, projetos ativos que empregam controles variáveis ​​permitem uma realização muito mais precisa das funções de segurança; isso pode ser particularmente desejável em condições de gerenciamento de acidentes.

Propriedades de resposta de reactores nucleares, tais como o coeficiente de temperatura de reactividade e coeficiente de vácuo de reactividade normalmente referem-se à resposta termodinâmico e de mudança de fase da transferência de calor de neutrões moderador processo respectivamente. Reatores cujo processo de transferência de calor tem a propriedade operacional de um coeficiente de reatividade de vazio negativo são considerados como possuidores de uma característica de processo de segurança inerente . Um modo de falha operacional pode alterar potencialmente o processo para tornar esse reator inseguro.

Os reatores podem ser equipados com um componente do sistema de segurança hidráulica que aumenta a pressão de entrada do refrigerante (especialmente água) em resposta ao aumento da pressão de saída do moderador e do refrigerante sem intervenção do sistema de controle. Tais reatores seriam descritos como equipados com um componente de segurança passivo que poderia - se assim projetado - gerar em um reator um coeficiente de vazio de reatividade negativo, independentemente da propriedade operacional do reator no qual está instalado. O recurso só funcionaria se respondesse mais rápido do que um vazio emergente (vapor) e os componentes do reator pudessem sustentar o aumento da pressão do refrigerante. Um reator equipado com ambos os recursos de segurança - se projetado para interagir de forma construtiva - é um exemplo de intertravamento de segurança . Modos de falha operacional mais raros podem tornar esses recursos de segurança inúteis e prejudicar a segurança relativa geral do reator.

Exemplos de segurança passiva em operação

Os sistemas de segurança de reator tradicionais são ativos no sentido de que envolvem operação elétrica ou mecânica em sistemas de comando (por exemplo, bombas de água de alta pressão). Mas alguns sistemas de reator projetados operam inteiramente passivamente, por exemplo, usando válvulas de alívio de pressão para gerenciar a sobrepressão. Sistemas redundantes paralelos ainda são necessários. A segurança inerente e passiva combinada depende apenas de fenômenos físicos, como diferenciais de pressão, convecção, gravidade ou a resposta natural de materiais a altas temperaturas para desacelerar ou desligar a reação, não do funcionamento de componentes projetados, como bombas de água de alta pressão.

Os reatores de água pressurizada atuais e os reatores de água fervente são sistemas que foram projetados com um tipo de recurso de segurança passiva. No caso de uma condição de energia excessiva, conforme a água no núcleo do reator nuclear ferve, bolsões de vapor são formados. Esses vazios de vapor moderam menos nêutrons , fazendo com que o nível de energia dentro do reator diminua. Os experimentos do BORAX e o acidente com o SL-1 provaram esse princípio.

Um projeto de reator cujo processo inerentemente seguro fornece diretamente um componente de segurança passivo durante uma condição de falha específica em todos os modos operacionais é normalmente descrito como relativamente à prova de falhas para essa condição de falha. No entanto, a maioria dos reatores refrigerados e moderados a água atuais, quando controlados , não podem remover a produção residual e o calor de decomposição sem a transferência de calor do processo ou o sistema de resfriamento ativo. Em outras palavras, embora o processo de transferência de calor inerentemente seguro forneça um componente de segurança passivo evitando calor excessivo enquanto o reator está operando, o mesmo processo de transferência de calor inerentemente seguro não fornece um componente de segurança passiva se o reator for desligado (SCRAMed). O acidente de Three Mile Island expôs essa deficiência de projeto: o reator e o gerador de vapor foram desligados, mas com a perda de refrigerante ainda sofreu um derretimento parcial.

Os projetos de terceira geração melhoram os projetos iniciais, incorporando recursos de segurança passivos ou inerentes que não exigem controles ativos ou intervenção operacional (humana) para evitar acidentes em caso de mau funcionamento e podem contar com diferenciais de pressão, gravidade, convecção natural ou resposta natural de materiais a altas temperaturas.

Em alguns projetos, o núcleo de um reator reprodutor rápido é imerso em uma poça de metal líquido . Se o reator superaquecer, a expansão térmica do combustível metálico e do revestimento fará com que mais nêutrons escapem do núcleo e a reação em cadeia nuclear não poderá mais ser sustentada. A grande massa de metal líquido também atua como um dissipador de calor capaz de absorver o calor de decomposição do núcleo, mesmo se os sistemas de resfriamento normais falharem.

O reator de leito de seixos é um exemplo de um reator exibindo um processo inerentemente seguro que também é capaz de fornecer um componente de segurança passivo para todos os modos operacionais. Conforme a temperatura do combustível aumenta, o alargamento Doppler aumenta a probabilidade de que nêutrons sejam capturados por átomos de U-238 . Isso reduz a chance de que os nêutrons sejam capturados por átomos de U-235 e iniciem a fissão, reduzindo assim a saída de energia do reator e colocando um limite superior inerente na temperatura do combustível. A geometria e o design das pedras de combustível fornecem um importante componente de segurança passiva.

Os reatores de sal fundido de flúor único apresentam radioisótopos físseis , férteis e actinídeos em ligações moleculares com o flúor refrigerante. As ligações moleculares fornecem um recurso de segurança passiva em que um evento de perda de refrigerante corresponde a um evento de perda de combustível. O combustível de fluoreto fundido não pode atingir a criticidade por si só, mas somente pela adição de um refletor de nêutrons, como grafite pirolítica . A densidade mais alta do combustível, juntamente com o líquido refrigerante de fluoreto FLiBe de densidade mais baixa adicional sem combustível, fornece um componente de segurança passiva da camada de flotação em que a grafite de baixa densidade que quebra as hastes de controle ou uma matriz de imersão durante a falha mecânica não induz a criticidade. A drenagem dos líquidos do reator acionada pela gravidade fornece um componente de segurança passiva.

Reatores de piscina de baixa potência , como o SLOWPOKE e TRIGA foram licenciados para operação autônoma em ambientes de pesquisa porque conforme a temperatura do combustível de hidreto de liga de urânio pouco enriquecido (19,75% U-235) aumenta, o hidrogênio ligado à molécula no combustível causa o calor a ser transferido para os nêutrons da fissão à medida que são ejetados. Este deslocamento Doppler ou endurecimento do espectro dissipa o calor do combustível mais rapidamente em toda a piscina quanto mais alto a temperatura do combustível aumenta, garantindo o resfriamento rápido do combustível enquanto mantém uma temperatura da água muito mais baixa do que a do combustível. A transferência de calor de hidrogênio-nêutron rápida, autodispersante e de alta eficiência, em vez da transferência ineficiente de calor de água e radionuclídeo, garante que o combustível não derreta apenas por acidente. Em variantes de hidreto de liga de urânio-zircônio, o próprio combustível também é quimicamente resistente à corrosão, garantindo um desempenho de segurança sustentável das moléculas de combustível ao longo de sua vida útil. Uma grande extensão de água e concreto ao redor da piscina para os nêutrons de alta energia penetrarem garantem que o processo tenha um alto grau de segurança intrínseca. O núcleo é visível através da piscina e as medições de verificação podem ser feitas diretamente nos elementos de combustível do núcleo, facilitando a vigilância total e fornecendo segurança de não proliferação nuclear. As próprias moléculas de combustível e a extensão aberta da piscina são componentes de segurança passivos. Implementações de qualidade desses projetos são indiscutivelmente os reatores nucleares mais seguros.

Exemplos de reatores que usam recursos de segurança passiva

A Unidade 2 de Three Mile Island foi incapaz de conter cerca de 480 PBq de gases nobres radioativos da liberação no meio ambiente e cerca de 120 kL de água de resfriamento contaminada radioativa da liberação além da contenção em um edifício vizinho. A válvula de alívio operada por piloto em TMI-2 foi projetada para fechar automaticamente após liberar a pressão excessiva dentro do reator em um tanque de resfriamento. No entanto, a válvula falhou mecanicamente, fazendo com que o tanque de extinção da PORV se enchesse e o diafragma de alívio eventualmente se rompesse no edifício de contenção. As bombas do reservatório do edifício de contenção bombearam automaticamente a água contaminada para fora do edifício de contenção. Um PORV de trabalho com tanque de resfriamento e separadamente o edifício de contenção com reservatório fornecia duas camadas de segurança passiva. Um PORV não confiável anulou sua segurança passiva projetada. O projeto da planta apresentava apenas um único indicador de abertura / fechamento com base no status de seu atuador solenóide, em vez de um indicador separado da posição real da PORV. Isso tornou a confiabilidade mecânica da PORV indeterminada diretamente e, portanto, seu status de segurança passiva indeterminado. As bombas automáticas do reservatório e / ou capacidade insuficiente do reservatório de contenção anularam a segurança passiva projetada do edifício de contenção.

Os notório RBMK reactores grafite moderados, arrefecida em água de Usina Chernobyl desastre foram concebidos com um coeficiente de vazio positiva com hastes de controle de boro em garras electromagnéticos para controlo da velocidade de reacção. Na medida em que os sistemas de controle eram confiáveis, esse projeto tinha um grau correspondente de segurança inerente ativa . O reator não era seguro em níveis de potência baixos porque o movimento errôneo da haste de controle teria um efeito ampliado contra a intuição. Em vez disso, o Chernobyl Reactor 4 foi construído com hastes de controle de boro acionadas por guindaste manual que continham a substância moderadora, grafite, um refletor de nêutrons . Ele foi projetado com um Sistema de Resfriamento de Núcleo de Emergência (ECCS) que dependia da energia da rede ou do gerador a diesel de reserva para funcionar. O componente de segurança ECCS decididamente não era passivo. O projeto apresentava uma contenção parcial consistindo de uma laje de concreto acima e abaixo do reator - com tubos e hastes penetrando, um recipiente de metal preenchido com gás inerte para manter o oxigênio longe do grafite quente resfriado a água, um telhado à prova de fogo e os tubos abaixo do vaso selado em caixas secundárias cheias de água. O telhado, vaso de metal, lajes de concreto e caixas de água são exemplos de componentes de segurança passiva. O telhado do complexo da Usina Hidrelétrica de Chernobyl era feito de betume - contra o design - tornando-o inflamável. Ao contrário do acidente de Three Mile Island , nem as lajes de concreto nem o recipiente de metal poderiam conter uma explosão de vapor, grafite e hidrogênio impulsionada por oxigênio . As caixas de água não podiam suportar falhas de alta pressão dos tubos. Os componentes de segurança passivos, conforme projetados, eram inadequados para atender aos requisitos de segurança do sistema.

A General Electric Company ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor, um BWR ) é um projeto relatado para usar componentes de segurança passivos. No caso de perda de refrigerante , nenhuma ação do operador é necessária por três dias.

O Westinghouse AP1000 ("AP" que significa "Passivo avançado") usa componentes de segurança passivos. Em caso de acidente, nenhuma ação do operador é necessária por 72 horas. A versão recente do VVER russo adicionou um sistema passivo de remoção de calor aos sistemas ativos existentes, utilizando um sistema de resfriamento e tanques de água construídos no topo da cúpula de contenção.

O reator rápido integral era um reator reprodutor rápido administrado pelo Laboratório Nacional de Argonne . Era um reator resfriado a sódio capaz de suportar uma perda de fluxo (refrigerante) sem SCRAM e perda de dissipador de calor sem SCRAM . Isso foi demonstrado ao longo de uma série de testes de segurança nos quais o reator foi desligado com sucesso sem a intervenção do operador. O projeto foi cancelado devido a preocupações com a proliferação antes que pudesse ser copiado em outro lugar.

O Experimento de Reator de Sal Fundido (MSRE) era um reator de sal fundido administrado pelo Laboratório Nacional de Oak Ridge . Era moderado com grafite nuclear e o sal refrigerante usado era FLiBe , que também carregava o combustível de fluoreto de urânio 233 dissolvido nele. O MSRE tinha um coeficiente de reatividade de temperatura negativo: conforme a temperatura do FLiBe aumentava, ela se expandia, junto com os íons de urânio que carregava; essa densidade diminuída resultou em uma redução do material físsil no núcleo, o que diminuiu a taxa de fissão. Com menos entrada de calor, o resultado líquido foi que o reator esfriaria. Estendendo-se do fundo do núcleo do reator, havia um tubo que conduzia a tanques de drenagem resfriados passivamente. O tubo tinha uma "válvula de congelamento" ao longo de seu comprimento, na qual o sal fundido era resfriado ativamente até se tornar um tampão sólido por um ventilador que soprava ar sobre o tubo. Se o vaso do reator desenvolvesse calor excessivo ou perdesse energia elétrica para o resfriamento a ar, o plugue derreteria; o FLiBe seria retirado do núcleo do reator por gravidade para tanques de despejo, e a criticidade cessaria quando o sal perdesse contato com o moderador de grafite.

O projeto do HTGR da General Atomics apresenta um sistema de remoção de calor de decaimento totalmente passivo e inerentemente seguro, denominado Sistema de Resfriamento de Cavidade do Reator (RCCS). Neste projeto, uma série de dutos de aço alinham a contenção de concreto (e, portanto, circundam o vaso de pressão do reator ) que fornecem um caminho de fluxo para a circulação natural de ar das chaminés posicionadas acima do nível. Derivados deste conceito de RCCS (com ar ou água como fluido de trabalho) também foram apresentados em outros projetos de reatores refrigerados a gás, incluindo o reator de teste de engenharia de alta temperatura japonês , o chinês HTR-10 , o sul africano PBMR e o GT-MHR russo . Embora nenhum desses projetos tenha sido comercializado para a pesquisa de geração de energia nessas áreas, está ativo, especificamente em apoio à iniciativa Geração IV e aos programas NGNP , com instalações experimentais no Laboratório Nacional de Argonne (sede da Instalação de Teste de Remoção de Calor de Desligamento por Convecção Natural, um RCCS resfriado a ar em escala 1/2) e a Universidade de Wisconsin (casa para separar RCCS resfriado a ar em escala 1/4 e resfriado a água).

Veja também

Referências

links externos