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Seguridad nuclear

Para cubrir un posible fallo del sistema normal de extracción de calor del reactor, es decir, la generación de energía, se dispone de unos sistemas de emergencia con capacidad y redundancias suficientes para mantener la refrigeración del núcleo hasta llevar el reactor a la condición de parada segura, sin que se excedan los límites de presión de la envolvente y temperatura de diseño del combustible, no permitiendo el escape de productos de fisión al exterior.

La seguridad, tal como se entiende y aplica actualmente a los reactores nucleares (el concepto de seguridad a ultranza o “defense in depth”), tiene dos objetos claros:

  • Minimizar la probabilidad de que se produzca un accidente.
  • Minimizar las consecuencias del mismo, si es que llegara a producirse.
        

Esta doble intención se plasma en tres modos de actuación que condicionan el diseño, construcción y operación de las modernas centrales nucleares:

1.  Incorporación de una seguridad inherente en la planificación y el diseño.

2.  Observación de un control de calidad exigente.

3.  Incorporación de sistemas de protección y seguridad en la Central.

Por seguridad inherente se entiende la aplicación de unos principios de diseño que por las propias leyes de la naturaleza -de la física- evitan que ocurran ciertos tipos de accidentes. Por ejemplo, el núcleo del reactor se diseña de forma que su coeficiente de potencia total sea negativo. Esto significa que, si el nivel de potencia del reactor empieza a aumentar por alguna razón, se producirá espontánea e instantáneamente una realimentación que se opondrá a este aumento y favorecerá su disminución.

Por otra parte, en todos los procesos y productos se aplica un control de calidad estricto durante su planificación, diseño, fabricación, construcción y operación de la planta y de su equipo. Con este propósito los ingenieros consultores, contratistas y suministradores han tenido que establecer organizaciones especiales de control de calidad.

Las funciones más importantes de los sistemas de protección de la central nuclear son la parada inmediata de reactor (el frenado de la reacción nuclear en cadena) en cualquier situación anormal, el arranque de los sistemas de seguridad y la prevención de errores en la operación. Estos sistemas de protección reúnen unas condiciones de fiabilidad muy estrictas.

En la C.N. de Cofrentes hay cuatro canales de medida y transmisión de señal para cada variable implicada en el control de seguridad. Para provocar una parada se requiere una coincidencia de, al menos, dos canales (dos de cuatro). Por otra parte, una señal espuria en un canal no provocará una parada indeseada, por falta de coincidencia.

Además de los sistemas auxiliares del reactor necesarios para facilitar la operación normal y de los sistemas auxiliares de respaldo para actuar en situaciones de operación anormales, se exige que los reactores de agua estén equipados con los sistemas de seguridad necesarios para evitar el riesgo de escape de productos radiactivos al medio ambiente en el caso de rotura de una tubería grande del reactor. Para prevenir tales accidentes con pérdidas de refrigerante, los reactores de agua están albergados en edificios especiales de contención y equipados con sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo.

El propósito de la contención y sus elementos incorporados (piscina de supresión, aspersores, válvulas de aislamiento de tuberías pasantes, etc.) es asegurar que el vapor y el agua que escapen de la vasija del reactor, en el caso de una rotura de tubería, permanecerán dentro de la contención. Si la rotura tiene lugar fuera de la contención, se cerrarán las válvulas de aislamiento de esta tubería para evitar el escape de agua (o vapor) de la vasija del reactor hacia fuera de la contención a través de la rotura.

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