RBMK

El RBMK (en ruso: реа́ктор большо́й мо́щности кана́льный, РБМК; reaktor bolshoy moshchnosti kanalnyy, " reactor tipo canal de alta potencia") es una clase de reactor de energía nuclear moderado con grafito diseñado y construido por la Unión Soviética. El nombre hace referencia a su diseño en el que, en lugar de un gran recipiente a presión de acero que rodea todo el núcleo, el núcleo está rodeado por un tanque cilíndrico anular de acero dentro de una bóveda de hormigón y cada conjunto de combustible está encerrado en un tubo individual de 8 cm (interior) de diámetro. (llamado "canal tecnológico"). Los canales también contienen el refrigerante y están rodeados de grafito.

El RBMK es uno de los primeros reactores de segunda generación y el diseño de reactor comercial más antiguo que todavía está en funcionamiento. Ciertos aspectos del diseño original del reactor RBMK, como el gran coeficiente de vacío positivo, el 'efecto de parada de emergencia positivo' de las barras de control y la inestabilidad a bajos niveles de potencia contribuyeron al desastre de Chernobyl de 1986, en el que un RBMK experimentó una reacción nuclear en cadena descontrolada, lo que provocó una explosión de vapor e hidrógeno, un gran incendio y la posterior fusión del núcleo. La radiactividad se liberó en una gran parte de Europa. El desastre provocó llamamientos en todo el mundo para que los reactores fueran completamente desmantelados; sin embargo, todavía existe una dependencia considerable de las instalaciones de RBMK para obtener energía en Rusia. La mayoría de las fallas en el diseño de los reactores RBMK-1000 se corrigieron después del accidente de Chernóbil y, desde entonces, una docena de reactores han estado operando sin incidentes graves durante más de treinta años. Si bien nueve bloques RBMK en construcción se cancelaron después del desastre de Chernobyl, y el último de los tres bloques RBMK restantes en la planta de energía nuclear de Chernobyl se cerró en 2000, en diciembre de 2021 todavía había 8 reactores RBMK y tres pequeños EGP-6 de grafito. reactores de agua ligera moderados que operan en Rusia, aunque todos han sido modernizados con una serie de actualizaciones de seguridad. Solo se iniciaron dos bloques RBMK después de 1986: Ignalina-2 y Smolensk-3.

Historia

El RBMK fue la culminación del programa de energía nuclear soviético para producir un reactor de potencia refrigerado por agua con potencial de doble uso basado en sus reactores militares de producción de plutonio moderado con grafito. El primero de ellos, Obninsk AM-1 ("Атом Мирный", Atom Mirny, ruso para "átomo pacífico," análogo al American Atoms for Peace) generó 5 MW de electricidad a partir de 30 MW de energía térmica y abasteció a Obninsk desde 1954 hasta 1959. Los prototipos posteriores fueron el Reactor AMB-100 y Reactor AMB-200 ambos en la central nuclear de Beloyarsk.

Al usar un diseño minimalista que usaba agua regular (ligera) para enfriar y grafito para moderar, era posible usar combustible con un enriquecimiento más bajo (1,8 % de uranio enriquecido en lugar de un enriquecimiento del 4 % considerablemente más costoso). Esto permitió un reactor extraordinariamente grande y poderoso que podría construirse rápidamente, en gran parte con piezas fabricadas en el sitio en lugar de fábricas especializadas. El diseño inicial de 1000 MWe también dejó espacio para el desarrollo de reactores aún más potentes. Por ejemplo, los reactores RBMK de la planta de energía nuclear de Ignalina en Lituania tenían una capacidad nominal de 1500 MWe cada uno, un tamaño muy grande para la época e incluso para principios del siglo XXI. A modo de comparación, el EPR tiene una capacidad nominal eléctrica neta de 1600 MW (4500 MW_térmico) y se encuentra entre los tipos de reactores más potentes jamás construidos.

El diseño del RBMK-1000 se finalizó en 1968. En ese momento, era el diseño de reactor nuclear más grande del mundo, superando los diseños occidentales y el VVER (un diseño de reactor PWR soviético anterior) en potencia y tamaño físico, siendo 20 veces más grande en volumen que los reactores occidentales contemporáneos. De manera similar a los reactores CANDU, podría producirse sin la industria especializada requerida por los recipientes a presión de reactores grandes y de paredes gruesas, como los que utilizan los reactores VVER, aumentando así el número de fábricas capaces de fabricar componentes de reactores RBMK. No se construyeron prototipos del RBMK; se puso directamente en la producción en masa.

El RBMK fue proclamado por algunos como el reactor nacional de la Unión Soviética, probablemente debido al nacionalismo debido a su diseño único, gran tamaño y potencia de salida y especialmente porque el VVER fue llamado el reactor estadounidense por sus detractores en la Unión Soviética., ya que su diseño es más similar al de los reactores PWR occidentales. Anatoly Aleksandrov del Instituto Kurchatov de Energía Atómica presentó una patente de invención de alto secreto para el diseño del RBMK, quien personalmente se atribuyó el mérito del diseño del reactor a la oficina de patentes soviética. Debido a que un edificio de contención tendría que ser muy grande y, por lo tanto, costoso (el doble del costo de cada unidad) debido al gran tamaño del RBMK, originalmente se omitió del diseño. Sus diseñadores argumentaron que la estrategia del RBMK de tener cada conjunto de combustible en su propio canal con agua de refrigeración que fluye era una alternativa aceptable para la contención.

El RBMK fue diseñado principalmente en el Instituto Kurchatov de Energía Atómica y NIKIET [ru], encabezados por Anatoly Aleksandrov y Nikolai Dollezhal respectivamente, de 1964 a 1966. El RBMK fue favorecido sobre el VVER por la Unión Soviética debido a su facilidad de fabricación (debido a la falta de un recipiente de presión de reactor grande y de paredes gruesas y asociados relativamente complejos). generadores de vapor) y su gran potencia de salida, lo que permitiría al gobierno soviético cumplir fácilmente sus objetivos de planificación económica central. Los defectos en el diseño original del RBMK fueron reconocidos por otros, incluso desde dentro del Instituto Kurchatov antes de que se construyeran las primeras unidades, pero las órdenes para la construcción de las primeras unidades RBMK, que estaban en Leningrado, ya habían sido emitidas en 1966 por la Unión Soviética. gobierno cuando sus preocupaciones llegaron al Comité Central del Partido Comunista de la Unión Soviética y al Consejo de Ministros soviético. Esto provocó una revisión repentina de la RBMK. La producción de plutonio en un RBMK se habría logrado operando el reactor bajo parámetros térmicos especiales, pero esta capacidad se abandonó desde el principio. Este fue el diseño que se finalizó en 1968. El rediseño no resolvió más fallas que no se descubrieron hasta años después. La construcción del primer RBMK, que estaba en la planta de energía nuclear de Leningrado, comenzó en 1970. La unidad 1 de Leningrado se inauguró en 1973.

En Leningrado se descubrió que el RBMK, debido a su alto coeficiente de vacío positivo, se volvió más difícil de controlar a medida que se consumía o quemaba el combustible de uranio, y se volvió impredecible cuando se cerró después de tres años por mantenimiento. Esto hizo que controlar el RBMK fuera una tarea muy laboriosa, mental y físicamente exigente que requería el ajuste oportuno de docenas de parámetros cada minuto, durante todo el día, desgastando constantemente los interruptores como los que se usan para las barras de control y causando que los operadores sudaran. Por lo tanto, el porcentaje de enriquecimiento se incrementó al 2,0 %, frente al 1,8 %, para aliviar estos problemas. Algunos en la Unión Soviética consideraron que el RBMK ya estaba obsoleto poco después de la puesta en marcha de la unidad 1 de Chernobyl. Aleksandrov y Dollezhal no investigaron más ni comprendieron en profundidad los problemas del RBMK, y el coeficiente de vacío no se analizó en los manuales. para el reactor. Los ingenieros de la unidad 1 de Chernobyl tuvieron que crear soluciones para muchas de las fallas del RBMK, como la falta de protección contra la falta de suministro de agua de alimentación. Las unidades 1 de Leningrado y Chernobyl tuvieron fusiones parciales que se trataron (junto con otros accidentes nucleares en plantas de energía) como secretos de estado y, por lo tanto, eran desconocidos incluso para otros trabajadores en esas mismas plantas.

En 1980, NIKIET se dio cuenta, después de completar un estudio confidencial, de que era probable que se produjeran accidentes con el RBMK incluso durante el funcionamiento normal, pero no se tomó ninguna medida para corregir las fallas del RBMK. En cambio, se revisaron los manuales, lo que se creía que era suficiente para garantizar una operación segura siempre que se siguieran de cerca. Sin embargo, los manuales eran vagos y el personal de la planta de energía soviética ya tenía la costumbre de romper las reglas para cumplir con los objetivos económicos, a pesar de que el equipo no era adecuado o funcionaba mal. Fundamentalmente, no quedó claro que varias barras de control tenían que permanecer en el reactor en todo momento para proteger contra un accidente, como se articuló vagamente por el parámetro Margen de reactividad operativa (ORM). Se agregaron una pantalla y un registrador de gráficos ORM a las salas de control de RBMK después del desastre de Chernobyl.

Se prevé una vida útil de 45 años para muchas de las unidades, después de la renovación a mitad de vida.

Diseño y rendimiento de reactores

Recipiente del reactor, moderador y blindaje

Diagrama esquemático de un RBMK

Vista lateral esquemática del diseño de un núcleo del reactor RBMK

La sala de reactores y sistemas de tuberías del reactor RBMK.

El foso o bóveda del reactor está hecho de hormigón armado y tiene unas dimensiones de 21,6 m × 21,6 m × 25,5 m. Alberga la vasija del reactor, que es anular, formada por una pared cilíndrica interior y exterior y placas metálicas superior e inferior que cubren el espacio entre las paredes interior y exterior, sin tapar el espacio que rodea la vasija. La vasija del reactor es un cilindro anular de acero con paredes huecas y presurizado con gas nitrógeno, con un diámetro interior y una altura de 14,52 m × 9,7 m, y un espesor de pared de 16 mm. Para absorber las cargas de dilatación térmica axial, está equipado con dos compensadores de fuelle, uno en la parte superior y otro en la parte inferior, en los espacios entre las paredes interior y exterior. El buque rodea la pila de bloques de núcleo de grafito, que sirve como moderador. La pila de grafito se mantiene en una mezcla de helio y nitrógeno para proporcionar una atmósfera inerte para el grafito, evitando que se produzcan incendios potenciales y que se transfiera el exceso de calor del grafito a los canales de refrigeración.

Los bloques moderadores están hechos de grafito nuclear cuyas dimensiones son de 25 cm × 25 cm en el plano perpendicular a los canales y con varias dimensiones longitudinales de entre 20 cm y 60 cm según la ubicación en la pila. Hay orificios de 11,4 cm de diámetro a través del eje longitudinal de los bloques para los canales de combustible y control. Los bloques se apilan, rodeados por la vasija del reactor en un núcleo cilíndrico con un diámetro y una altura de 14 m × 8 m. La temperatura máxima permitida del grafito es de hasta 730°C.

El reactor tiene una región central activa de 11,8 metros de diámetro por 7 de altura. Hay 1700 toneladas de bloques de grafito en un reactor RBMK-1000. El nitrógeno presurizado en el recipiente evita el escape de la mezcla de helio y nitrógeno utilizada para enfriar la pila de grafito.

La vasija del reactor tiene en su lado exterior un tanque de agua anular cilíndrico integral, una estructura soldada con paredes de 3 cm de espesor, un diámetro interior de 16,6 m y un diámetro exterior de 19 m, dividido internamente en 16 compartimentos verticales. El agua se suministra a los compartimentos desde el fondo y se extrae por la parte superior; el agua se puede utilizar para la refrigeración de emergencia del reactor. El tanque contiene termopares para detectar la temperatura del agua y cámaras de iones para monitorear la potencia del reactor. El tanque, junto con una capa de arena anular entre el lado exterior del tanque y el lado interior del pozo, y el hormigón relativamente grueso del pozo del reactor sirven como escudos biológicos laterales.

Sala de reactores del RBMK-1500 en la central nuclear de Ignalina, Lituania – el escudo biológico superior (UBS) está a varios metros debajo del suelo del reactor. No hay cubiertas de canal en los canales de combustible del reactor; las unidades de barra de control están debajo de las cubiertas de colores.

reactor RBMK con cubiertas de canal de combustible

La parte superior del reactor está cubierta por el escudo biológico superior (UBS), también llamado "Esquema E", o, después de la explosión (del Reactor 4 de Chernobyl), Elena. El UBS es un disco cilíndrico de 3m x 17m de tamaño y 2000 toneladas de peso. Es penetrado por tubos verticales para ensamblajes de canales de control y combustible. La parte superior e inferior están cubiertas con placas de acero de 4 cm de espesor, soldadas para que sean herméticas al helio y, además, unidas por soportes estructurales. El espacio entre las placas y las tuberías está lleno de serpentinita, una roca que contiene cantidades significativas de agua ligada. La serpentinita proporciona la protección contra la radiación del escudo biológico y se aplicó como una mezcla de hormigón especial. El disco está soportado sobre 16 rodillos, ubicados en la parte superior del tanque de agua cilíndrico reforzado. La estructura de la UBS soporta los canales de combustible y control, el piso sobre el reactor en la sala central y las tuberías de vapor y agua.

Debajo de la parte inferior del núcleo del reactor se encuentra el escudo biológico inferior (LBS), similar al UBS, pero de solo 2 m x 14,5 m de tamaño. Es atravesado por los tubos de los extremos inferiores de los canales de presión y soporta el peso de la pila de grafito y la tubería de entrada de refrigerante. Una estructura de acero, dos placas pesadas que se cruzan en ángulo recto bajo el centro de la LBS y soldadas a la LBS, soporta la LBS y transfiere la carga mecánica al edificio.

Sobre el UBS, hay un espacio con tubería de canal superior e instrumentación y control (I&C) o cableado de control y monitoreo. Encima de este se encuentra el Conjunto 11, compuesto por la tapa protectora superior o tapas de canales. Sus superficies superiores forman parte del piso de la sala del reactor y sirven como parte del escudo biológico y para el aislamiento térmico del espacio del reactor. Consisten en bloques de hormigón de serpentinita que cubren tapones individuales removibles de acero y grafito, ubicados sobre la parte superior de los canales, formando lo que se asemeja a un círculo con un patrón de cuadrícula. Por lo tanto, los trabajadores de la planta de RBMK conocen el piso sobre el reactor como pyatachok, en referencia a la moneda de cinco kopeks. Hay una tapa (tapa/bloque) por enchufe y un enchufe por canal.

Canales de combustible

Los canales de combustible consisten en tubos de presión de zircaloy soldados de 8 cm de diámetro interno con paredes de 4 mm de espesor, conducidos a través de los canales en el centro de los bloques moderadores de grafito. Las partes superior e inferior de los tubos son de acero inoxidable, y se unen con el segmento central de zircaloy con acoples de aleación de acero-zirconio. El tubo de presión se mantiene en los canales de pila de grafito con dos tipos alternos de anillos de grafito divididos de 20 mm de alto; uno está en contacto directo con el tubo y tiene una separación de 1,5 mm con la pila de grafito, el otro está directamente en contacto con la pila de grafito y tiene una separación de 1,3 mm con el tubo; este ensamblaje reduce la transferencia de cargas mecánicas causadas por el hinchamiento inducido por neutrones, la expansión térmica de los bloques y otros factores al tubo de presión, al mismo tiempo que facilita la transferencia de calor desde los bloques de grafito. Los tubos de presión están soldados a las placas superior e inferior de la vasija del reactor.

Si bien la mayor parte de la energía térmica del proceso de fisión se genera en las barras de combustible, aproximadamente el 5,5 % se deposita en los bloques de grafito a medida que moderan los neutrones rápidos formados por la fisión. Esta energía debe eliminarse para evitar el sobrecalentamiento del grafito. Alrededor del 80 al 85% de la energía depositada en el grafito es eliminada por los canales de refrigeración de las barras de combustible, utilizando la conducción a través de los anillos de grafito. El resto del calor del grafito se elimina de los canales de las barras de control mediante circulación forzada de gas a través del circuito de gas.

Hay 1693 canales de combustible y 170 canales de barras de control en los núcleos de los reactores RBMK de primera generación. Los núcleos de reactores de segunda generación (como Kursk y Chernobyl 3/4) tienen 1661 canales de combustible y 211 canales de barras de control. El conjunto de combustible está suspendido en el canal de combustible en un soporte, con un tapón de sellado. El tapón de sellado tiene un diseño simple, para facilitar su extracción e instalación por parte de la máquina de repostaje en línea controlada de forma remota.

Los canales de combustible pueden, en lugar de combustible, contener absorbedores de neutrones fijos o estar completamente llenos de agua de refrigeración. También pueden contener tubos rellenos de silicio en lugar de elementos combustibles, con el fin de dopar semiconductores. Estos canales podrían ser identificados por sus correspondientes servolectores, los cuales serían bloqueados y reemplazados por el símbolo atómico del silicio.

El pequeño espacio libre entre el canal de presión y el bloque de grafito hace que el núcleo de grafito sea susceptible de sufrir daños. Si un canal de presión se deforma, p. por una presión interna demasiado alta, la deformación puede causar cargas de presión significativas en los bloques de grafito y provocar daños.

Combustible

RBMK reactor fuel rod holder 1 – distancing armature; 2 – fuel rods shell; 3 – fuel tablets.

RBMK reactor fuel rod holder Uranium fuel pellets, fuel tubes, distancing armature, graphite bricks.

Los gránulos de combustible están hechos de polvo de dióxido de uranio, sinterizado con un aglutinante adecuado en gránulos de 11,5 mm de diámetro y 15 mm de largo. El material puede contener óxido de europio añadido como veneno nuclear consumible para reducir las diferencias de reactividad entre un conjunto de combustible nuevo y parcialmente gastado. Para reducir los problemas de expansión térmica y la interacción con el revestimiento, los gránulos tienen muescas hemisféricas. Un orificio de 2 mm a través del eje de la pastilla sirve para reducir la temperatura en el centro de la pastilla y facilita la eliminación de los productos de fisión gaseosos. El nivel de enriquecimiento en 1980 fue del 2% (0,4% para los gránulos finales de los ensamblajes). La temperatura máxima permitida de la pastilla de combustible es de 2100°C.

Las barras de combustible son tubos de zircaloy (1 % de niobio) de 13,6 mm de diámetro exterior y 0,825 mm de espesor. Las varillas se llenan de helio a 0,5 MPa y se sellan herméticamente. Los anillos de retención ayudan a asentar los gránulos en el centro del tubo y facilitan la transferencia de calor desde el gránulo al tubo. Los gránulos se mantienen axialmente en su lugar mediante un resorte. Cada barra contiene 3,5 kg de pastillas de combustible. Las barras de combustible tienen 3,64 m de largo, de los cuales 3,4 m son la longitud activa. La temperatura máxima permitida de una barra de combustible es de 600°C.

Los conjuntos de combustible constan de dos juegos ("subconjuntos") con 18 barras de combustible y 1 barra portadora. Las barras de combustible están dispuestas a lo largo de la barra portadora central, que tiene un diámetro exterior de 1,3 cm. Todas las varillas de un conjunto de combustible se mantienen en su lugar con 10 espaciadores de acero inoxidable separados por una distancia de 360 mm. Los dos subconjuntos se unen con un cilindro en el centro del conjunto; durante la operación del reactor, este espacio muerto sin combustible reduce el flujo de neutrones en el plano central del reactor. La masa total de uranio en el elemento combustible es de 114,7 kg. El consumo de combustible es de 20 MW·d/kg. La longitud total del elemento combustible es de 10.025 m, con 6.862 m de región activa.

Además de los elementos combustibles normales, existen elementos instrumentados que contienen detectores de flujo de neutrones en el portador central. En este caso, la varilla se reemplaza por un tubo con un espesor de pared de 2,5 mm; y diámetro exterior de 15mm.

A diferencia de los conjuntos de combustible PWR/BWR rectangulares o los conjuntos de combustible VVER hexagonales, el conjunto de combustible RBMK es cilíndrico para adaptarse a los canales de presión redondos.

La máquina de repostaje está montada en una grúa pórtico y se controla de forma remota. Los conjuntos de combustible se pueden reemplazar sin apagar el reactor, un factor significativo para la producción de plutonio apto para armas y, en un contexto civil, para un mejor tiempo de actividad del reactor. Cuando se debe reemplazar un conjunto de combustible, la máquina se coloca sobre el canal de combustible: luego se acopla a este último, iguala la presión dentro, tira de la varilla e inserta una nueva. La varilla usada se coloca luego en un estanque de enfriamiento. La capacidad de la máquina de recarga con el reactor al nivel de potencia nominal es de dos elementos combustibles por día, con una capacidad máxima de cinco por día.

La cantidad total de combustible en condiciones estacionarias es de 192 toneladas. El núcleo RBMK tiene una densidad de potencia relativamente baja debido, al menos en parte, al espacio de 25 cm entre los canales y, por lo tanto, los elementos combustibles.

Barra de control

Vista del plan de diseño básico, reactor de Chernobyl RBMK No. 4. (Cuantidad de cada tipo de varilla en paréntesis):
fuentes de neutrones (12)
barras de control (167)
barras de control corto desde el reactor inferior (32)
barras de control automático (12)
tubos de presión con barras de combustible (1661-1691)(1-2 núcleos de generación(RBMK)
Los números de la imagen indican la posición de las respectivas barras de control (profundidad de inerción en centímetros) a las 01:22:30am 78 segundos antes de que el reactor explotara.

La mayoría de las barras de control del reactor se insertan desde arriba; Se insertan 24 varillas acortadas desde abajo y se utilizan para aumentar el control de distribución de potencia axial del núcleo. Con la excepción de 12 varillas automáticas, las varillas de control tienen una sección de grafito de 4,5 m (14 pies 9 pulgadas) de largo en el extremo, separadas por un telescopio de 1,25 m (4 pies 1 pulgadas) de largo (que crea un espacio lleno de agua entre el grafito y el absorbedor), y una sección de absorbedor de neutrones de carburo de boro. La función de la sección de grafito, conocida como "desplazador", es mejorar la diferencia entre los niveles de atenuación del flujo de neutrones de las varillas insertadas y retraídas, ya que el grafito desplaza el agua que, de otro modo, actuaría como absorbente de neutrones, aunque mucho más débil que el carburo de boro; un canal de barra de control lleno de grafito absorbe menos neutrones que cuando está lleno de agua, por lo que aumenta la diferencia entre la barra de control insertada y retraída. Cuando la barra de control está completamente retraída, el desplazador de grafito se encuentra en la mitad de la altura del núcleo, con 1,25 m de agua en cada uno de sus extremos. El desplazamiento del agua en los 1,25 m inferiores del núcleo a medida que la barra se mueve hacia abajo podría causar un aumento local de reactividad en la parte inferior del núcleo a medida que la parte de grafito de la barra de control pasa por esa sección. Este "scram positivo" efecto fue descubierto en 1983 en la central nuclear de Ignalina. Los canales de las barras de control se enfrían mediante un circuito de agua independiente y se mantienen a una temperatura de 40 a 70 °C (104 a 158 °F). El estrecho espacio entre la varilla y su canal dificulta el flujo de agua alrededor de las varillas durante su movimiento y actúa como un amortiguador de fluidos, que es la causa principal de su lento tiempo de inserción (nominalmente 18 a 21 segundos para las varillas del sistema de control y protección del reactor, o alrededor de 0,4 m/s). Después del desastre de Chernobyl, los servos de las barras de control de otros reactores RBMK se intercambiaron para permitir movimientos más rápidos de las barras, y se logró un movimiento aún más rápido al enfriar los canales de las barras de control con una fina capa de agua entre una camisa interior y el tubo Zircaloy del reactor. canal mientras deja que las propias varillas se muevan en el gas.

La división de las barras de control entre grupos de protección manuales y de emergencia era arbitraria; las barras podrían reasignarse de un sistema a otro durante la operación del reactor sin problemas técnicos u organizativos.

Se insertan absorbentes de boro estáticos adicionales en el núcleo cuando se carga con combustible nuevo. Se agregan alrededor de 240 absorbentes durante la carga inicial del núcleo. Estos absorbentes se eliminan gradualmente a medida que aumenta el quemado. El coeficiente de vacío del reactor depende del contenido del núcleo; varía de negativo con todos los absorbentes iniciales a positivo cuando se eliminan todos.

El margen de reactividad normal es de 43 a 48 barras de control.

Circuito de gas

El reactor opera en una atmósfera de helio-nitrógeno (70-90 % He, 10-30 % N₂ por volumen). El circuito de gas está compuesto por un compresor, filtros de aerosol y yodo, adsorbedor de dióxido de carbono, monóxido de carbono y amoníaco, un tanque de retención para permitir que los productos radiactivos gaseosos se desintegren antes de ser descargados, un filtro de aerosol para eliminar los productos sólidos de descomposición y una chimenea de ventilación, la chimenea icónica sobre el espacio entre los reactores en RBMK de segunda generación como Kursk y Chernobyl 3/4 o a cierta distancia de los reactores en RBMK de primera generación como Kursk y Chernobyl 1/2. El gas se inyecta a la pila central desde la parte inferior con un caudal bajo y sale de la tubería vertical de cada canal a través de una tubería individual. Se monitorea la humedad y la temperatura del gas de salida; un aumento de ellos es un indicador de una fuga de refrigerante. Un solo circuito de gas alimenta dos reactores RBMK-1000 o un solo RBMK-1500; Los reactores RBMK siempre se construyeron en pares. El circuito de gas está alojado entre dos reactores en RBMK de segunda generación, como Chernobyl 3/4, Kursk 3/4 y Smolensk 1-4.

Circuito de refrigerante primario

Vista esquemática del sistema de refrigeración y turbogeneradores de una central eléctrica RBMK.

Sistema de circulación del RBMK que ilustra los separadores de Steam (red), Bombas (amarillo) y red de tuberías.

El reactor tiene dos circuitos de refrigeración independientes, cada uno con cuatro bombas de circulación principales (tres en funcionamiento y una en espera) que dan servicio a la mitad del reactor. El agua de enfriamiento se alimenta al reactor a través de líneas de agua inferiores a un cabezal de presión común (uno para cada circuito de enfriamiento), que se divide en 22 cabezales de distribución de grupo, cada uno de los cuales alimenta de 38 a 41 canales de presión a través del núcleo, donde hierve el refrigerante. La mezcla de vapor y agua es conducida por las líneas superiores de vapor, una para cada canal de presión, desde la parte superior del reactor hasta los separadores de vapor, pares de tambores horizontales gruesos ubicados en compartimentos laterales sobre la parte superior del reactor; cada uno tiene 2,8 m (9 ft 2 in) de diámetro, 31 m (101 ft 8 in) de longitud, un espesor de pared de 10 cm (3,9 in) y pesa 240 t (260 toneladas cortas). El vapor, con una calidad de vapor de alrededor del 15 %, se toma de la parte superior de los separadores mediante dos colectores de vapor por separador, se combinan y se conducen a dos turbogeneradores en la sala de turbinas, luego a los condensadores, recalentados a 165 °C (329 °F), y bombeados por las bombas de condensados a los desaireadores, donde se eliminan los restos de fase gaseosa y los gases corrosivos. El agua de alimentación resultante es conducida a los separadores de vapor por medio de bombas de agua de alimentación y mezclada con el agua de éstos en sus salidas. Desde el fondo de los separadores de vapor, el agua de alimentación es conducida por 12 bajantes (de cada separador) a los cabezales de succión de las bombas de circulación principales y de regreso al reactor. Hay un sistema de intercambio de iones incluido en el circuito para eliminar las impurezas del agua de alimentación.

La turbina consta de un rotor (cilindro) de alta presión y cuatro de baja presión. Se utilizan cinco separadores-precalentadores de baja presión para calentar el vapor con vapor fresco antes de alimentarlo a la siguiente etapa de la turbina. El vapor no condensado se alimenta a un condensador, se mezcla con el condensado de los separadores, se alimenta mediante la bomba de condensado de primera etapa a un purificador químico (intercambio de iones), luego mediante una bomba de condensado de segunda etapa a cuatro desaireadores donde se disuelven y arrastran los gases. son removidos; los desaireadores también sirven como tanques de almacenamiento para el agua de alimentación. Desde los desaireadores, el agua se bombea a través de filtros y hacia las partes inferiores de los tambores del separador de vapor.

Las bombas de circulación principales tienen una capacidad de 5500-12 000 m³/h y funcionan con motores eléctricos de 6 kV. El caudal normal de refrigerante es de 8000 m³/h por bomba; esto se reduce mediante válvulas de control a 6000–7000 m³/h cuando la potencia del reactor es inferior a 500 MWt. Cada bomba tiene una válvula de control de flujo y una válvula de retención que evita el reflujo en la salida, y válvulas de cierre tanto en la entrada como en la salida. Cada uno de los canales de presión en el núcleo tiene su propia válvula de control de flujo para optimizar la distribución de temperatura en el núcleo del reactor. Cada canal tiene un medidor de flujo tipo bola.

El caudal nominal de refrigerante a través del reactor es de 46 000-48 000 m³/h. El flujo de vapor a máxima potencia es de 5440 a 5600 t (6000 a 6170 toneladas cortas)/h.

La temperatura nominal del refrigerante a la entrada del reactor es de aproximadamente 265 - 270 °C (509 -518 °F) y la temperatura de salida es de 284 °C (543 °F), a presión en el separador de tambor y el reactor. de 6,9 megapascales (69 bar; 1000 psi). La presión y la temperatura de entrada determinan la altura a la que comienza la ebullición en el reactor; si la temperatura del refrigerante no está suficientemente por debajo de su punto de ebullición a la presión del sistema, la ebullición comienza en la parte más baja del reactor en lugar de en sus partes más altas. Con pocos absorbentes en el núcleo del reactor, como ocurrió durante el accidente de Chernobyl, el coeficiente de vacío positivo del reactor hace que el reactor sea muy sensible a la temperatura del agua de alimentación. Las burbujas de agua hirviendo aumentan la potencia, lo que a su vez aumenta la formación de burbujas.

Si la temperatura del refrigerante está demasiado cerca de su punto de ebullición, se puede producir cavitación en las bombas y su funcionamiento puede volverse errático o incluso detenerse por completo. La temperatura del agua de alimentación depende de la producción de vapor; la porción de la fase de vapor se conduce a las turbinas y condensadores y regresa significativamente más fría (155–165 °C (311–329 °F)) que el agua que regresa directamente del separador de vapor (284 °C). Por lo tanto, a baja potencia del reactor, la temperatura de entrada puede llegar a ser peligrosamente alta. El agua se mantiene por debajo de la temperatura de saturación para evitar la ebullición de la película y la caída asociada en la tasa de transferencia de calor.

El reactor se dispara en caso de nivel de agua alto o bajo en los separadores de vapor (con dos umbrales de nivel bajo seleccionables); alta presión de vapor; flujo de agua de alimentación bajo; pérdida de dos bombas principales de refrigerante a cada lado. Estos viajes se pueden desactivar manualmente.

El nivel de agua en los separadores de vapor, el porcentaje de vapor en los tubos de presión del reactor, el nivel en el que el agua comienza a hervir en el núcleo del reactor, el flujo de neutrones y la distribución de energía en el reactor, y el flujo de agua de alimentación a través del núcleo tienen que ser cuidadosamente controlados. El nivel de agua en el separador de vapor es controlado principalmente por el suministro de agua de alimentación, con los tanques desaireadores sirviendo como depósito de agua.

La tasa de calentamiento máxima permitida del reactor y el refrigerante es de 10 °C (18 °F)/h; la velocidad máxima de enfriamiento es de 30 °C (54 °F)/h.

ECCS

El reactor está equipado con un sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS), que consiste en un tanque de reserva de agua dedicado, acumuladores hidráulicos y bombas. La tubería del ECCS está integrada con el sistema normal de enfriamiento del reactor. El ECCS tiene tres sistemas, conectados a los cabezales del sistema de refrigeración. En caso de daño, el primer subsistema ECCS proporciona enfriamiento por hasta 100 segundos a la mitad dañada del circuito de refrigeración (la otra mitad es enfriada por las bombas de circulación principal), y los otros dos subsistemas luego manejan el enfriamiento a largo plazo del circuito de refrigeración. reactor.

El subsistema ECCS a corto plazo consta de dos grupos de seis tanques acumuladores, que contienen agua cubierta con nitrógeno a una presión de 10 megapascales (1500 psi), conectados al reactor mediante válvulas de acción rápida. Cada grupo puede suministrar el 50% del flujo máximo de refrigerante a la mitad dañada del reactor. El tercer grupo es un conjunto de bombas eléctricas que extraen agua de los desaireadores. Las bombas de corto plazo pueden ser alimentadas por el giro de los turbogeneradores principales.

ECCS para el enfriamiento a largo plazo del circuito dañado consta de tres pares de bombas eléctricas, que extraen agua de las piscinas de supresión de presión; el agua es enfriada por el agua de servicio de la planta por medio de intercambiadores de calor en las líneas de succión. Cada par puede suministrar la mitad del flujo máximo de refrigerante. ECCS para el enfriamiento a largo plazo del circuito intacto consta de tres bombas separadas que extraen agua de los tanques de almacenamiento de condensado, cada una capaz de suministrar la mitad del flujo máximo. Las bombas ECCS se alimentan de las líneas esenciales internas de 6 kV, respaldadas por generadores diésel. Algunas válvulas que requieren energía ininterrumpida también están respaldadas por baterías.

Sistemas de control/supervisión de reactores

Sala de control de una primera generación RBMK en la central nuclear de Kursk

Sala de control de la Dependencia 3 de Chernobyl, segunda generación RBMK. Una gran pantalla mimica circular para cada canal o mapa central está a la izquierda

La distribución de la densidad de potencia en el reactor se mide mediante cámaras de ionización ubicadas dentro y fuera del núcleo. El sistema de control de distribución de densidad de potencia física (PPDDCS) tiene sensores dentro del núcleo; el sistema de protección y control del reactor (RCPS) utiliza sensores en el núcleo y en el tanque de protección biológica lateral. Los sensores externos en el tanque están ubicados alrededor del plano medio del reactor, por lo tanto no indican distribución de potencia axial ni información sobre la potencia en la parte central del núcleo. Hay más de 100 monitores de distribución de energía radiales y 12 axiales, que emplean detectores autoalimentados. Los medidores de reactividad y las cámaras de arranque extraíbles se utilizan para monitorear el arranque del reactor. La potencia total del reactor se registra como la suma de las corrientes de las cámaras de ionización laterales. La humedad y temperatura del gas que circula en los canales es monitoreada por el sistema de monitoreo de integridad del tubo de presión.

Se supone que el PPDDCS y el RCPS se complementan entre sí. El sistema RCPS consta de 211 barras de control móviles. Sin embargo, ambos sistemas tienen deficiencias, más notorias a niveles bajos de potencia del reactor. El PPDDCS está diseñado para mantener la distribución de la densidad de potencia del reactor entre el 10 y el 120 % de los niveles nominales y para controlar la potencia total del reactor entre el 5 y el 120 % de los niveles nominales. Los subsistemas RPCS LAC-LAP (control automático local y protección automática local) se basan en cámaras de ionización dentro del reactor y están activos a niveles de potencia superiores al 10%. Por debajo de esos niveles, los sistemas automáticos están desactivados y los sensores internos no son accesibles. Sin los sistemas automáticos y confiando únicamente en las cámaras de ionización laterales, el control del reactor se vuelve muy difícil; los operadores no tienen datos suficientes para controlar el reactor de forma fiable y tienen que confiar en su intuición. Durante el arranque de un reactor con un núcleo libre de veneno, esta falta de información puede ser manejable porque el reactor se comporta de manera predecible, pero un núcleo envenenado de manera no uniforme puede causar grandes faltas de homogeneidad en la distribución de energía, con resultados potencialmente catastróficos.

El sistema de protección de emergencia (EPS) del reactor fue diseñado para apagar el reactor cuando se exceden sus parámetros operativos. El diseño tuvo en cuenta el colapso del vapor en el núcleo cuando la temperatura del elemento combustible cae por debajo de los 265 °C, la vaporización del refrigerante en los canales de combustible en el estado del reactor frío y el atascamiento de algunas barras de protección de emergencia. Sin embargo, la baja velocidad de inserción de las barras de control, junto con su diseño que provoca reactividad positiva localizada a medida que el desplazador se mueve a través de la parte inferior del núcleo, creó una serie de situaciones posibles en las que el inicio del EPS podría causar o agravar un desbocamiento del reactor..

El sistema informático SKALA o SCALA para el cálculo del margen de reactividad recopilaba datos de unas 4000 fuentes. Su propósito era ayudar al operador con el control de estado estable del reactor. Se requirieron de diez a quince minutos para recorrer todas las mediciones y calcular los resultados. SKALA no pudo controlar el reactor, sino que solo hizo recomendaciones a los operadores y utilizó tecnología informática de la década de 1960.

Los operadores podrían deshabilitar algunos sistemas de seguridad, restablecer o suprimir algunas señales de alarma y evitar la parada de emergencia automática conectando cables de conexión a terminales accesibles. Esta práctica estaba permitida en algunas circunstancias.

El reactor está equipado con un detector de fugas de barras de combustible. Un contador detector de centelleo, sensible a las energías de los productos de fisión de vida corta, se monta en una plataforma especial y se mueve sobre las salidas de los canales de combustible, emitiendo una alerta si se detecta un aumento de la radiactividad en el flujo de vapor y agua.

En las salas de control de RBMK hay dos grandes paneles o pantallas mímicas que representan una vista superior del reactor. Una pantalla se compone en su mayor parte o completamente (en los RBMK de primera generación) de diales de colores o indicadores de posición de las varillas: estos diales representan la posición de las varillas de control dentro del reactor y el color de la carcasa de los diales coincide con el de las varillas de control, cuyos colores corresponden a su función, por ejemplo, rojo para barras de control automático. La otra pantalla es un mapa central o un cartograma de canales centrales y es circular, está hecho de mosaicos y representa cada canal en el reactor. Cada mosaico está hecho de una sola cubierta de luz con un número de canal y una bombilla de luz incandescente, y cada bombilla se ilumina para representar parámetros de canal fuera de especificación (más altos o más bajos de lo normal). Los operadores tienen que escribir el número de los canales afectados y luego ver los instrumentos para encontrar exactamente qué parámetros están fuera de especificación. El mapa central representaba información de la computadora SKALA. Cada unidad tenía su propia computadora alojada en una habitación separada. La sala de control también tiene registradores de gráficos o tendencias. Algunas salas de control de RBMK tienen se ha actualizado con paredes de video que reemplazan las pantallas mímicas y la mayoría de los registradores de gráficos y eliminan la necesidad de escribir números de canal y, en su lugar, los operadores colocan un cursor sobre un mosaico (ahora representativo) para revelar sus parámetros que se muestran en la parte inferior del video muro. La sala de control está ubicada debajo del piso de la sala del desaireador, y ambas salas están en el espacio entre los edificios del reactor y la turbina.

Contención

El diseño de RBMK se creó principalmente para ser potente, rápido de construir y fácil de mantener. Las estructuras de contención física total para cada reactor habrían duplicado con creces el costo y el tiempo de construcción de cada planta, y dado que el diseño había sido certificado por el ministerio de ciencia nuclear soviético como intrínsecamente seguro cuando se operaba dentro de los parámetros establecidos, las autoridades soviéticas asumieron el cumplimiento adecuado de la doctrina de los trabajadores haría imposible cualquier accidente. Además, los reactores RBMK se diseñaron para permitir el cambio de barras de combustible a plena potencia sin apagarse (como en el reactor CANDU de agua pesada presurizada), tanto para recargar combustible como para producir plutonio (para armas nucleares). Esto requirió grandes grúas sobre el núcleo. Dado que el núcleo del reactor RBMK es muy alto (alrededor de 7 m (23 ft 0 in)), el costo y la dificultad de construir una estructura de contención pesada impidieron la construcción de estructuras de contención de emergencia adicionales para tuberías en la parte superior del núcleo del reactor. En el accidente de Chernobyl, la presión subió a niveles lo suficientemente altos como para volar la parte superior del reactor, abriendo los canales de combustible en el proceso y provocando un incendio masivo cuando el aire entró en contacto con el núcleo de grafito sobrecalentado. Después del accidente de Chernobyl, algunos reactores RBMK se adaptaron con una estructura de contención parcial (en lugar de un edificio de contención total), que rodea los canales de combustible con camisas de agua para capturar las partículas radiactivas liberadas.

La parte inferior del reactor está encerrada en un compartimento estanco. Hay un espacio entre el fondo del reactor y el suelo. El sistema de protección contra sobrepresión de la cavidad del reactor consta de conjuntos de alivio de vapor empotrados en el piso y que conducen a cabezales de distribución de vapor cubiertos con discos de ruptura y que se abren al corredor de distribución de vapor debajo del reactor, en el nivel +6. El suelo del corredor contiene entradas de una gran cantidad de tuberías verticales, que conducen a los fondos de las Piscinas de Supresión de Presión (piscinas de "burbujeo") ubicadas en los niveles +3 y +0. En caso de accidente, que se preveía como máximo la ruptura de uno o dos canales de presión, el vapor debía burbujear a través del agua y condensarse allí, reduciendo la sobrepresión en el compartimento estanco. La capacidad de flujo de las tuberías a las piscinas limitaba la capacidad de protección a la ruptura simultánea de dos canales de presión; un mayor número de fallas causaría una acumulación de presión suficiente para levantar la placa de cubierta ('Estructura E', después de la explosión apodada 'Elena', que no debe confundirse con el reactor ruso ELENA), cortar el resto de los canales de combustible, destruir el sistema de inserción de las barras de control y, potencialmente, también retirar las barras de control del núcleo. La contención fue diseñada para manejar fallas de bajantes, bombas, distribución y entrada del agua de alimentación. Los compartimentos estancos alrededor de las bombas pueden soportar una sobrepresión de 0,45 MPa (65 psi). Los cabezales de distribución y los recintos de entrada pueden manejar 0,08 MPa (12 psi) y se ventilan a través de válvulas de retención al compartimiento hermético. La cavidad del reactor puede soportar una sobrepresión de 0,18 MPa (26 psi) y se ventila a través de válvulas de retención al compartimento estanco. El sistema de supresión de presión puede manejar una falla de un canal del reactor, un cabezal de presión de bomba o un cabezal de distribución. Las fugas en las tuberías de vapor y los separadores no se tratan, excepto para mantener una presión ligeramente más baja en la galería de la tubería ascendente y el compartimiento del tambor de vapor que en la sala del reactor. Estos espacios tampoco están diseñados para soportar sobrepresiones. El corredor de distribución de vapor contiene condensadores de superficie. Los sistemas de rociadores contra incendios, que funcionan tanto durante un accidente como durante el funcionamiento normal, se alimentan desde las piscinas de supresión de presión a través de intercambiadores de calor enfriados por el agua de servicio de la planta y enfrían el aire sobre las piscinas. Los enfriadores de chorro están ubicados en las partes superiores de los compartimentos; su función es enfriar el aire y eliminar el vapor y las partículas de aerosol radiactivas.

La eliminación de hidrógeno del compartimento estanco se realiza mediante la eliminación de 800 m³ (28 000 cu ft)/hora de aire, su filtración y descarga a la atmósfera. La extracción de aire se detiene automáticamente en caso de fuga de refrigerante y debe restablecerse manualmente. El hidrógeno está presente durante el funcionamiento normal debido a fugas de refrigerante (se supone que es de hasta 2 t (2,2 toneladas cortas) por hora).

Otros sistemas

Para los sistemas nucleares descritos aquí, se utiliza como ejemplo la planta de energía nuclear de Chernobyl.

Sistemas eléctricos

La central eléctrica está conectada a la red eléctrica de 330 kV y 750 kV. El bloque cuenta con dos generadores eléctricos conectados a la red de 750 kV mediante un único transformador generador. Los generadores están conectados a su transformador común mediante dos interruptores en serie. Entre ellos, los transformadores de la unidad se conectan para suministrar energía a los sistemas propios de la central; por lo tanto, cada generador se puede conectar al transformador unitario para alimentar la planta, o al transformador unitario y al transformador del generador para alimentar también energía a la red. La línea de 330 kV normalmente no se utiliza y sirve como fuente de alimentación externa, conectada mediante un transformador de estación a los sistemas eléctricos de la central. La planta puede ser alimentada por sus propios generadores, o tomar energía de la red de 750 kV a través del transformador del generador, o de la red de 330 kV a través del transformador de la estación, o del otro bloque de la central a través de dos barras de reserva. En caso de pérdida total de energía externa, los sistemas esenciales pueden ser alimentados por generadores diesel. Cada transformador de unidad está conectado a dos tableros de alimentación principal de 6 kV, A y B (por ejemplo, 7A, 7B, 8A, 8B para los generadores 7 y 8), que alimentan los controladores principales no esenciales y están conectados a transformadores para la alimentación principal de 4 kV y el Barra colectora de reserva de 4 kV. Los tableros 7A, 7B y 8B también están conectados a las tres líneas de energía esenciales (a saber, para las bombas de refrigerante), cada una con su propio generador diesel. En caso de una falla en el circuito de refrigerante con pérdida simultánea de energía externa, los turbogeneradores pueden suministrar la energía esencial durante aproximadamente 45 a 50 segundos, tiempo durante el cual los generadores diésel deben ponerse en marcha. Los generadores se inician automáticamente dentro de los 15 segundos en caso de pérdida de energía externa.

Turbogeneradores

La energía eléctrica se genera mediante un par de turbogeneradores de 500 MW refrigerados por hidrógeno. Estos están ubicados en la sala de máquinas de 600 m (1968 pies 6 pulgadas) de largo, adyacente al edificio del reactor. Las turbinas, la venerable K-500-65/3000 de cinco cilindros, son suministradas por la planta de turbinas de Kharkiv; los generadores eléctricos son los TVV-500. Los rotores de la turbina y del generador están montados en el mismo eje; el peso combinado de los rotores es de casi 200 t (220 toneladas cortas) y su velocidad de rotación nominal es de 3000 rpm. El turbogenerador mide 39 m (127 pies 11 pulgadas) de largo y su peso total es de 1200 t (1300 toneladas cortas). El caudal de refrigerante de cada turbina es de 82 880 t (91 360 toneladas cortas)/h. El generador produce una potencia de CA de 20 kV 50 Hz. El estator del generador se enfría con agua mientras que su rotor se enfría con hidrógeno. El hidrógeno para los generadores se fabrica in situ mediante electrólisis. El diseño y la fiabilidad de las turbinas les valieron el Premio Estatal de Ucrania en 1979.

La planta de turbinas Kharkiv (ahora Turboatom) desarrolló más tarde una nueva versión de la turbina, K-500-65/3000-2, en un intento por reducir el uso de metales valiosos. La planta de Chernobyl estaba equipada con ambos tipos de turbinas; El bloque 4 tenía los más nuevos.

Variantes de diseño

RBMK-1500

La principal diferencia entre los reactores RBMK-1000 y RBMK-1500 es que el RBMK-1500 se enfría con menos agua, que adopta un flujo laminar helicoidal en lugar de un flujo laminar puro a través de los canales. El RBMK-1500 también usa menos uranio. El flujo helicoidal es creado por turbuladores en el conjunto de combustible y aumenta la eliminación de calor. Debido al coeficiente de vacío positivo del RBMK, el volumen de agua de enfriamiento reducido provoca una mayor potencia de salida. Como su nombre indica, fue diseñado para una potencia eléctrica de 1500 MW. Los únicos reactores de este tipo y potencia son los de la central nuclear de Ignalina.

RBMK-2000 y RBMK-3600

El RBMK-2000 y el RBMK-3600 fueron diseñados para producir 2000 y 3600 MW de energía eléctrica respectivamente. El RBMK-2000 habría tenido un mayor diámetro de canal y una mayor cantidad de barras de combustible por conjunto de combustible, manteniendo las mismas dimensiones del núcleo del reactor que el RBMK-1000 y el RBMK-1500. El RBMK-3600, presumiblemente de manera similar al RBMK-1500, habría agregado turbuladores al diseño del RBMK-2000 para aumentar la eliminación de calor.

RBMKP-2400

El RBMKP-2400 es rectangular en lugar de cilíndrico, y era un diseño modular, teóricamente infinitamente expandible longitudinalmente con separadores de vapor verticales, destinado a fabricarse en secciones en una fábrica para su ensamblaje in situ. Fue diseñado para tener una potencia de salida de 2400 MWe y una mayor eficiencia térmica debido al sobrecalentamiento del vapor directamente en el núcleo del reactor en canales especiales de combustible con barras de combustible con revestimiento de acero inoxidable en lugar del revestimiento más común de Zircaloy, para una temperatura de salida del vapor. de 450°C. Nunca se ha construido un reactor con esta potencia de salida, siendo el más potente actualmente a partir de 2018 el EPR de 1750 MWe. El desarrollo de este diseño se canceló a raíz del desastre de Chernobyl. Un RBMKP-4800 habría tenido un mayor número de canales de evaporación y sobrecalentamiento, aumentando así la potencia de salida. Se planearon dos RBMK-2400 para la planta de energía nuclear de Kostroma [ru].

Defectos de diseño y problemas de seguridad

Como reactor temprano de la segunda generación basado en tecnología soviética de la década de 1950, el diseño del RBMK se optimizó para la velocidad de producción sobre la redundancia. Fue diseñado y construido con varias características de diseño que resultaron ser peligrosamente inestables cuando se operaron fuera de sus especificaciones de diseño. La decisión de utilizar un núcleo de grafito con combustible de uranio natural permitió la generación masiva de energía a solo una cuarta parte del costo de los reactores de agua pesada, que requerían un mantenimiento más intensivo y requerían grandes volúmenes de agua pesada costosa para la puesta en marcha. Sin embargo, también tuvo consecuencias negativas inesperadas que no se manifestarían plenamente hasta el desastre de Chernobyl en 1986.

Alto coeficiente de vacío positivo

El agua ligera (H₂O ordinaria) es tanto un moderador de neutrones como un absorbente de neutrones. Esto significa que no solo puede reducir la velocidad de los neutrones a velocidades en equilibrio con las moléculas circundantes ("termalizar" y convertirlos en neutrones de baja energía, conocidos como neutrones térmicos, que tienen muchas más probabilidades de interactuar con el núcleos de uranio-235 que los neutrones rápidos producidos inicialmente por la fisión), pero también absorbe algunos de ellos.

En la serie de reactores RBMK, el agua ligera funciona como refrigerante, mientras que la moderación la lleva a cabo principalmente el grafito. Como el grafito ya modera los neutrones, el agua ligera tiene un efecto menor al ralentizarlos, pero aún podría absorberlos. Esto significa que la reactividad del reactor (ajustable mediante varillas absorbentes de neutrones apropiadas) debe tener en cuenta los neutrones absorbidos por el agua ligera.

En el caso de la vaporización de agua a vapor, el lugar ocupado por el agua sería ocupado por el vapor de agua, que tiene una densidad mucho más baja que la del agua líquida (el número exacto depende de la presión y la temperatura; en condiciones estándar, vapor tiene aproximadamente 1⁄1350 tan denso como Agua líquida). Debido a esta menor densidad (de masa y, en consecuencia, de núcleos atómicos capaces de absorber neutrones), la capacidad de absorción de neutrones del agua ligera prácticamente desaparece cuando hierve. Esto permite que más neutrones fisionen más núcleos de U-235 y, por lo tanto, aumente la potencia del reactor, lo que conduce a temperaturas más altas que hierven aún más agua, creando un circuito de retroalimentación térmica.

En los reactores RBMK, la generación de vapor en el agua refrigerante crearía en la práctica un vacío: una burbuja que no absorbe neutrones. La reducción de la moderación por el agua ligera es irrelevante, ya que el grafito todavía modera los neutrones. Sin embargo, la pérdida de absorción altera dramáticamente el equilibrio de la producción de neutrones, provocando una condición fuera de control en la que se producen más y más neutrones y su densidad crece exponencialmente. Tal condición se denomina "coeficiente de vacío positivo", y la serie de reactores RBMK tiene el coeficiente de vacío positivo más alto de cualquier reactor comercial jamás diseñado.

Un coeficiente de vacío alto no necesariamente hace que un reactor sea inherentemente inseguro, ya que algunos de los neutrones de fisión se emiten con un retraso de segundos o incluso minutos (emisión de neutrones posterior a la fisión de los núcleos secundarios) y, por lo tanto, se pueden tomar medidas para reducir la tasa de fisión antes de que sea demasiado alta. Esta situación, sin embargo, hace considerablemente más difícil controlar el reactor, especialmente a baja potencia. Por lo tanto, los sistemas de control deben ser muy confiables y el personal de la sala de control debe estar rigurosamente capacitado en las peculiaridades y límites del sistema. Ninguno de estos requisitos estaba en vigor en Chernobyl: dado que el diseño real del reactor llevaba el sello de aprobación del Instituto Kurchatov y se consideraba un secreto de estado, estaba prohibido hablar de los defectos del reactor, incluso entre los miembros reales. personal que opera la planta. Algunos diseños posteriores de RBMK incluyeron barras de control en pinzas electromagnéticas, controlando así la velocidad de reacción y, si era necesario, deteniendo la reacción por completo. El reactor RBMK en Chernobyl, sin embargo, tenía barras de control de embrague manual.

Todos los reactores RBMK sufrieron cambios significativos luego del desastre de Chernobyl. El coeficiente de vacío positivo se redujo de +4,5 β a +0,7 β, disminuyendo la probabilidad de más accidentes de reactividad, a costa de mayores requisitos de enriquecimiento del combustible de uranio.

Mejoras desde el accidente de Chernóbil

En sus memorias publicadas póstumamente, Valery Legasov, el primer subdirector del Instituto Kurchatov de Energía Atómica, reveló que los científicos del instituto sabían desde hace mucho tiempo que el RBMK tenía defectos de diseño significativos. El suicidio de Legasov en 1988, tras los intentos frustrados de promover la reforma de la seguridad nuclear e industrial, causó conmoción en toda la comunidad científica. Los problemas de diseño del RBMK se discutieron cada vez más abiertamente.

Tras el accidente de Chernobyl, todos los reactores RBMK restantes se modernizaron con una serie de actualizaciones de seguridad. La mayor de estas actualizaciones arregló el diseño de la barra de control RBMK. Las barras de control tienen desplazadores de grafito de 4,5 metros (14 pies 9 pulgadas), que evitan que el agua refrigerante entre en el espacio vacío cuando se retiran las barras. En el diseño original, esos desplazadores, al ser más cortos que la altura del núcleo, dejaban columnas de agua de 1,25 metros (4,1 pies) en la parte inferior (y 1,25 metros [4,1 pies] en la parte superior) cuando las varillas se extraían por completo. Durante la inserción, el grafito primero desplazaría esa agua inferior, aumentando localmente la reactividad. Además, cuando las varillas estaban en su posición más alta, los extremos del absorbedor estaban fuera del núcleo, lo que requería un desplazamiento relativamente grande antes de lograr una reducción significativa de la reactividad. Estas fallas de diseño probablemente fueron el desencadenante final de la primera explosión del accidente de Chernobyl, lo que provocó que la parte inferior del núcleo se volviera crítica rápidamente cuando los operadores intentaron apagar el reactor altamente desestabilizado reinsertando las varillas. Las actualizaciones son:

• Aumento del enriquecimiento de combustible del 2% al 2,4% para compensar las modificaciones de barras de control y la introducción de absorbentes adicionales.
• El recuento de barras de control manual aumentó de 30 a 45.
• 80 absorbentes adicionales inhiben la operación a baja potencia, donde el diseño RBMK es más peligroso.

• La secuencia AZ-5 (desactivación del reactor de emergencia o SCRAM) se redujo de 18 a 12 segundos.

• Adición del sistema БАЗ o BAZ*, (protección de emergencia del reactor rapid), que insertaría 24 varillas distribuidas uniformemente en el núcleo del reactor a través de un mecanismo de unidad modificado en 1,8 a 2,5 segundos.

• Precauciones contra el acceso no autorizado a sistemas de seguridad de emergencia.

Además, se desarrollaron modelos RELAP5-3D de reactores RBMK-1500 para su uso en cálculos integrados de termohidráulica-neutrónica para el análisis de transitorios específicos en los que la respuesta neutrónica del núcleo es importante.

*El botón BAZ está diseñado como una medida preventiva para reducir la reactividad antes de que se active AZ-5, para permitir el apagado de emergencia seguro y estable de un RBMK.

Bloques moderadores de grafito deformados

Desde mayo de 2012 hasta diciembre de 2013, Leningrad-1 estuvo fuera de línea mientras se realizaban reparaciones relacionadas con bloques moderadores de grafito deformados. El proyecto de 18 meses incluyó la investigación y el desarrollo de máquinas de mantenimiento y sistemas de monitoreo. Se aplicará un trabajo similar a los RBMK operativos restantes. Los bloques moderadores de grafito en el RBMK pueden repararse y reemplazarse in situ, a diferencia del otro gran reactor actual moderado con grafito, el reactor avanzado refrigerado por gas.

El corte longitudinal en algunas de las columnas de grafito durante el trabajo de renovación de extensión de vida útil puede devolver la pila de grafito a su geometría de diseño inicial.

Más desarrollo

Un rediseño postsoviético del RBMK es el MKER (en ruso: МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheski y Reaktor], que significa Multi -reactor de potencia de tubo de presión de bucle), con seguridad mejorada y un edificio de contención. El prototipo físico del MKER-1000 es la quinta unidad de la central nuclear de Kursk. La construcción de Kursk 5 se canceló en 2012. Se planearon un MKER-800, MKER-1000 y MKER-1500 para la planta de energía nuclear de Leningrado.

Cierres

De los 17 RBMK construidos (la Unidad 5 todavía estaba en construcción en la planta de energía nuclear de Kursk), los tres reactores sobrevivientes en la planta de Chernobyl ahora se han cerrado. La Unidad 1 se cerró en 1996, la Unidad 3 en 2000 (la Unidad 4 fue destruida en el accidente y la Unidad 2 quedó inutilizada después de una explosión de hidrógeno en 1991). Chernobyl 5 y 6 estaban en construcción en el momento del accidente en Chernobyl, pero se detuvo la construcción debido al alto nivel de contaminación en el sitio que limita su futuro a largo plazo. Ambos reactores en Ignalina en Lituania también fueron cerrados. Rusia es el único país que aún opera reactores de este diseño: Leningrado (2 RBMK-1000), Smolensk (3 RBMK-1000) y Kursk (3 RBMK-1000), la Unidad 1 de Kursk se apagó a través de su clave BSM a las 00:24, 19 de diciembre de 2021, poniendo fin a la última vez que la planta operaría las cuatro unidades una al lado de la otra. Actualmente no hay más reactores RBMK en construcción en Rusia. Se espera que el último reactor RBMK en Rusia se apague en 2034 en Smolensk-3.

Lista de reactores RBMK

Clave de colores:

– Operaciones reactor (incluidos los reactores actualmente sin conexión)

– Reactor decomiso

– Reactor destruido

– Abandonado o cancelado reactor

Existe un reactor Magnox moderado con grafito en Corea del Norte en el Centro de Investigación Científica Nuclear de Yongbyon. Es importante tener en cuenta que mientras que los reactores Magnox, AGR y de lecho de guijarros enfriados por gas (como el reactor Dragon en Winfrith) usan grafito como moderadores, su uso de gases (dióxido de carbono para Magnox y AGR, mientras que helio para Dragon) como fluidos de transferencia de calor hace que no tengan coeficiente de vacío.

Fuentes y enlaces externos

• Datos técnicos sobre el reactor RBMK-1500 en la central nuclear de Ignalina, un reactor RBMK descompuesto.
• Chernobyl – Una perspectiva canadiense – Un folleto que describe los reactores nucleares en general y el diseño RBMK en particular, centrándose en las diferencias de seguridad entre ellos y los reactores CANDU. Publicado por Atomic Energy of Canada Limited.