¿Qué ocurrió en Fukushima? - Fernando Micó

¿Qué ocurrió en FUKUSHIMA?

Fernando MicóVice PresidenteAREVA MADRID

Acto WIN EspañaJarandilla de la Vera4 de Noviembre de 2011

¿Qué ocurrió en Fukushima? – Fernando Micó – Acto WIN España - Jarandilla de la Vera - 4 de Noviembre, 2011 - p.2

CENTRALES NUCLEARES DE FUKUSHIMA DAIICHI

Unidad 1: BWR 3 (439 MW). En operaciónUnidades 2 y 3: BWR 4 (760 MW). En operaciónUnidades: 4 y 5: BWR 4 (760 MW). En paradaUnidad 6: BWR 5 (1007 MW). En parada


Diseño de la PlantaPlanta de Recarga (Acero)

4ª BarreraEdificio ContenciónSecundaria (Hormigón)

2ª BarreraVasija del Reactor

3ª BarreraContención Primaria

Piscina Combustible Gastado

Piscina de Supresión(Toro)

1ª BarreraElemento Combustible


Diseño de la PlantaElemento combustible (1ª barrera de protección)


Diseño de la PlantaVasija - Reactor (2ª Barrera de Protección)

NÚCLEO DEL REACTOR(Elementos Combustibles)

BARRAS DE CONTROL DE LAPOTENCIA DEL REACTOR

FUNCIONES

►Control Reactividad

Coeficiente de reactividad negativo

►Extracción de calor

►Barrera de presión


Diseño de la PlantaRecinto 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


Diseño de la PlantaContención Secundaria (4ª Barrera de Protección)

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►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


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


Consecuencias del Terremoto / Tsunami

Antes

Después


Unidad 1: Principales Eventos Después del Terremoto

11 14:46 Planta en operación. Parada automática ocasionada por el terremoto

11 15:42 Perdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami

11 16:36 Fuera de servicio el sistema de refrigeración del Reactor.

12 Subida de presión en la Contención Primaria

12 10:17 Comienzan los venteos de la Contención Primaria

12 15:36 Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria

12 20:20 Comienza la inyección de agua de mar borada

23 02:33 Aumenta la aportación de agua de refrigeración al poner en servicio la línea de contra incendios

x: Sistemas fuera de servicio

Día Hora Suceso




11 15:42 Pérdida total de alimentación eléctrica A/C ocasionada por el tsunami

11 16:36 Fuera de servicio el sistema de refrigeración del Reactor


14 13:25 Pérdida de las funciones de refrigeración del Reactor

14 16:34 Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor

14 22:50 Subida de presión en la Contención Primaria

15 00:02 Venteo de la Contención Primaria

15 06:10 Explosión (Hidrógeno) en la Contención Secundaria

15 ~ 06:20 Posible daño en la Cámara de Supresión (Toro)

20 15:05 ~ 17:20 Se inyecta agua de mar borada en la piscina de combustible gastado

20 15:46 Recuperada la energía eléctrica AC externax: Sistemas fuera de servicio

Día Hora Suceso






13 05:10 Fuera de servicio el sistema de refrigeración de emergencia del Reactor.

13 13:12 Comienza la inyección de agua de mar borada al Reactor

14 07:44 Subida de presión en la Contención Primaria14 11:01 Explosión (Hidrógeno) en la Contención

Secundaria17 09:48 Descarga de agua de refrigeración con

helicópteros y camiones de bomberos22 22:43 Recuperada iluminación en Sala de Control


Día Hora Suceso




14 04:08 Aumenta la Tª en la piscina de combustible gastado

15 09:38 Fuego en la 3ª planta

20 08:21 Comienza el rociado de agua con bombas de presión exteriores

22 10:35 Recuperada la energía eléctrica AC externa

Planta en parada de recarga y mantenimiento


Día Hora Suceso



11 14:30 Parada fría del Reactor




Día Hora Suceso



20 19:27 Parada fría del Reactor




Día Hora Suceso


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 induce a la explosión


Unidades 1 y 3 Unidad 2 Unidad 4 Unidades 5 y 6

Núcleo e integridad combustible Dañado (núcleo fundido) Dañado (núcleo fundido) Sin combustible en reactor No dañado

Integridad vasija1: Dañada parcialmente y con fugas3: Sin datos Sin datos Sin daños No dañada

Integridad contención primaria Sospechas de daños y fugas Sospechas de daños y fugas No 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 dañada Combustible no dañado Combustible no dañado Sin daños

Refrigeración piscinas Función recuperada Función recuperada Función recuperada Desalinización en marcha Recuperada refrigeración normal

Alimentación eléctrica externa Recuperada por líneas alternativas. Iluminación en Salas de Control

INES (Escala sucesos nucleares) 7

Unidades 1 y 3 Unidad 2 Unidad 4 Unidades 5 y 6Referencia: JAIF, 27 octubre 2011

Situación de las Plantas (27-10-2011)


Situación de las Plantas (27-10-2011)Refrigeración de las Piscinas de

Combustible Gastado (Unidades 1-4)[Objetivo] Refrigeración estable (conseguido)[Estado] Circulación de la refrigeración con cambiadores de calor[Últimas Acciones] Desalinización del agua de las piscinas en progreso unidad por unidad

Refrigeración de los reactores (Unidades 1-3)

[Objetivo] Condición de parada fría[Estado] Circulación del agua inyectado para refrigerar[Últimas Acciones] TEPCO estima que la fusión de los núcleos se produjo 19-20 horas tras pérdida de inyección al núcleo. Un sistema diverso de inyección al núcleo se está preparando para mejorar la fiabilidad

Aguas Subterráneas[Objetivo] Mitigar la contaminación en el océano[Estado] Monitorizar los materiales radiactivos en las aguas subterráneas[Últimas Acciones] Diseño del muro protector terminado, se empieza el trabajo de instalación

Materiales radiactivos en atmósfera/suelo[Objetivo] Evitar la dispersión de materiales radiactivos[Estado] Las emisiones de materiales radiactivos desde la instalación está disminuyendo[Últimas Acciones] Instalación de cubiertas sobre los edificios de los reactores dañados para prevenir emisiones de materiales radioactivos. Unidad 1 completada a finales de octubre. Diseño para las unidades 3 y 4.Se montará una instalación para mantener la contención primaria a presión atmosférica para reducir las fugas de materiales radioactivos de la vasija

Agua Acumulada[Objetivo] Reducción de la cantidad de agua contaminada[Estado] Tratamiento de agua con altos niveles de radioactividad (Aprox. 77.043m3 al 25/10)[Últimas Acciones] Instalación de tratamiento de agua mejorada. Factor de descontaminación 40% al 25/10Incrementada capacidad de almacenamiento para los residuos radiactivos (sedimentos 73%)


Situación de las Plantas (27-10-2011)

Unidad 1

Unidad 2 Unidad 3


Consecuencias Radiológicas

Supone una baja exposición para el cuerpo humano

¿Qué significa “1 µSv/h”?

Por radiación natural se recibe: 2400 µSv/añoLímite legal trabajadores de instalaciones nucleares:

Límite anual: 50.000 µSv/añoLímite acumulado en 5 años: inferior a 100.000 µSv/año

Dosis reportada en el límite del emplazamiento: 500 – 125 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


Consecuencias Radiológicas►Referencia De Niveles De Radiación


12 de abril: la central Fukushima Daiichi se califica como nivel 7 (escala INES) como resultado de las emisiones estimadasEmisiones de material radioactivo: 0.3- 0.6 1018 Bq I-131 eq (1/10 del accidente de Chernobyl)

Daño Ambiental:Dispersión Materiales Radiactivos

Liberación radioactiva en el aire Liberación radioactiva en el mar

IRSN Fuente NISA Fuente

JAIFFuente


Protección Frente a Fenómenos Naturales y Accidentes

CRITERIOS DE DISEÑO►Resistir fenómenos naturales específicos del

emplazamiento:Terremotos

Inundaciones

Pérdida de alimentación eléctrica exterior



Terremoto

ESPAÑA ES ZONA DE BAJA SISMICIDADCapacidad 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



Inundaciones / Avenidas

CRITERIO: QUE NO SE VEAN AFECTADOS LOS EQUIPOS Y SISTEMAS DE LA CENTRAL

Tsunamis. Probabilidad escasaCálculo nivel máximo de inundación:

Modelo hidrometeorológico e hidrológico de la cuencaPrecipitación máxima probable por lluvia y fusión de nieveAnálisis de tormentas históricasAnálisis de avenidas históricas



Pérdida de Alimentación Eléctrica Exterior

Se dispone de generadores diésel 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


Se dispone de salas de baterías redundantes de corriente continua, para alimentar los sistemas de refrigeración de emergencia que no dependen de corriente alterna


Pérdida de Alimentación Eléctrica Exterior


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 reactorLa integridad de la vasijaLa 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)

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 pasivosVerificación de procedimientosVerificación de cualificación de operadores y personal de apoyo


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 diseñoPérdida prolongada de las funciones de seguridadProblemas de gestión del accidente


Back-up slides


Consecuencias Radiológicas (28-03-2011)

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


Solución para la descontaminación del agua

Más de 100,000 Tons de agua contaminada evitaban que los equipos repararan los sistemas de refrigeración y suministro de energía eléctricaAREVA desarrolló una solución de tratamiento de agua junto con VEOLIA WaterLa solución se probó en La HagueLa radioactividad del agua tratada descendióradicalmente permitiendo usar los sistemas de refrigeraciónPrimer equipo entregado en Mayo 11Operacional a mediados de Junio


Consecuencias Radiológicas(Tasas de dosis medidas)


Consecuencias Radiológicas(Tasas de dosis medidas en los límites del

emplazamiento)

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