Tras el accidente ocurrido el pasado 11 de marzo de 2011 en la central nuclear de Fukushima Dai-ichi (Japón) los países de la Unión Europea sometieron a sus centrales a un conjunto de pruebas de resistencia para comprobarsu capacidad de afrontarsituaciones semejantes a las ocurridas en Japón. Como resultado de las pruebas, las centrales nucleares españolas identificaron diversos aspectos de mejora entre los que cabe destacarla instalación de un sistema de Recombinadores(de hidrógeno) Pasivos Autocatalíticos(PAR, porsussiglas en inglés). La instalación de este tipo de equipos es de especial relevancia para salvaguardar no sólo la integridad de la contención,sino también de los equipos,sistemas y componentes ubicados en su interior, ya que permite reducirlas concentraciones de hidrógeno generadas en caso de accidente severo,reduciendo así elriesgo asociado a la posible existencia de concentraciones elevadas en la atmósfera de la contención.

Texto Sara González Veci | Técnico del Área de Ingeniería de Sistemas de la Subdirección de Ingeniería del CSN | Juan Manuel Martín-Valdepeñas Yagüe | Técnico del Área de Análisis Probabilista de Seguridad

Las centrales nucleares están diseñadas para ser capaces de soportar los accidentes denominados ‘accidentes base de diseño’. Estos accidentes han sido postulados como los máximos previsibles que pueden llegar a ocurrir durante la vida útil de una central.

Sin embargo, accidentes como el de la central nuclear de ree Mile Island o el de Fukushima, ocurridos en 1979 en EEUU y en 2011 en Japón, demostraron que era posible que se produjeranaccidentes que fueranmás allá de la base de diseño con fusión del núcleo. A este tipo de accidentesse les denomina accidentesseveros.

En los accidentes severos se postula la pérdida de la capacidad de refrigeración del reactor, provocando un aumento de la temperatura del núcleo que ocasionará un daño en los elementos combustibles que podría llegar a causarsu fusión.

Poco antes de la fusión del núcleo, los elementos metálicos de las varillas de combustible comenzarían a reaccionar con el vapor de agua presente generando hidrógeno. Más adelante, en caso de que la fusión del núcleo progresara y provocara la rotura de la vasija y la eyección del núcleo fundido, se produciría la interacción entre el hormigón de la contención y el núcleo fundido (Molten Corium Concrete Interaction, MCCI), durante la que se generan tanto hidrógeno (H2) como monóxido de carbono (CO).

Los gases anteriores son gases combustibles, cuya acumulación puede provocar atmósferas explosivas en el recinto de la contención. Dependiendo del tipo de régimen de combustión y de la cantidad de hidrógeno quemado, la sobrepresión producida podría llegar amenazarla integridad de la contención.

El accidente de Fukushima, ocurrido el 11 de marzo de 2011, puso de manifiesto que esta generación de hidrógeno supone una amenaza real no sólo para la integridad de la contención, sino también para sistemas, equipos, componentes y edificios de la central. La adecuada gestión del hidrógeno juega portanto un papel importante en situaciones de accidente severo.

Combustión de gases en contención

Para que la reacción entre los gases combustibles y el oxígeno tenga lugar, es necesario tanto que la mezcla gaseosa de H2+CO/vapor/aire sea inflamable, como que haya presente una fuente de ignición. Las fuentes de ignición pueden ser equipos eléctricos, rotura de tuberías o partículas fundidas. A muy altas temperaturas se puede producir asimismo la ignición espontánea de la mezcla gaseosa. Los mecanismos de combustión son fundamentalmente la deflagración y la detonación. Estos mecanismos de combustión se diferencian entre sí porla velocidad, estructura y mecanismo de propagación del frente de reacción. La principal diferencia entre ambos mecanismos de combustión es que, en una deflagración, el frente de reacción se propaga a velocidades subsónicas, y en una detonación, a velocidades supersónicas. Esta clasificación permite distinguir estos regímenes de combustión en función de la composición de la mezcla (diagrama de Saphiro-Moffette; ver Figura 1). Sin embargo, otros factores como la geometría, obstáculos de los recintos, la turbulencia, el tamaño de las mezclas, etcétera, hacen que se puedan dar regímenes intermedios como la deflagración con aceleración de llama (FA, por sus siglas en inglés)o transición de deflagración a detonación (DDT, por sus siglas en inglés) antes de llegar a la región de detonación del mencionado diagrama.

Los principales riesgos asociados a las combustiones de hidrógeno y monóxido de carbono en la contención son que se pueden generar cargas de presión y de temperatura que amenacen tanto la integridad de la contención como de sistemas y equipos, estas cargas dependerán delrégimen de combustión a que se produzcan.

Mitigación de los riesgos

Existen diversas medidas de seguridad para mitigar los efectos del hidrógeno generado en caso de accidente severo. De manera general, se podrían agrupar de acuerdo con objetivos asociados a niveles de defensa. Estos objetivos son la prevención de mezclas inflamables y, en caso de que esto no sea posible, el evitar que se alcancen presiones y temperaturas inaceptables como consecuencia de una combustión. Esto se consigue mediante el control de oxígeno y/o el control del hidrógeno/CO.

El control del oxígeno de la atmósfera de la contención se consigue mediante su inertización, inyectando un gas inerte, normalmente nitrógeno, que reduzca la concentración de oxígeno hasta condiciones no inflamables. Esta inertización puede realizarse durante la operación normal de la planta (pre-inertización) o una vez que se haya producido el accidente (post-inertización).

Para el control de los gases combustibles se pueden utilizar diversas estrategias, que se muestran a continuación:

· El mezclado de la atmósfera de la contención, ya sea mediante convección natural o forzada. Con esta estrategia se consigue diluir el hidrógeno en el aire presente en la contención, evitando que se produzcan acumulaciones locales de hidrógeno.

· El uso de recombinadores de hidrógeno. Estos equipos provocan la reacción del hidrógeno con el oxígeno mediante incremento de la temperatura o el uso de catalizadores, permitiendo una reducción de la concentración de ambas especies. Los recombinadores de hidrógeno pueden ser de tipo eléctrico, diseñados normalmente para hacer frente a un accidente base de diseño, o Recombinadores Pasivos Autocatalíticos (PAR, por sus siglas en inglés), diseñados para actuar de forma pasiva, sin necesidad de alimentación eléctrica.

· El uso de ignitores, en los cuales se generan chispas que inician la reacción de combustión al alcanzar las mezclas las condiciones de inflamabilidad. Pueden funcionar con concentraciones de gases combustibles dentro de los límites de inflamabilidad, pero necesitan suministro eléctrico.

Antes del accidente de Fukushima, las centrales nucleares españolas ya contaban con recombinadores eléctricos e ignitores (estos últimos solo en centrales de diseño BWR), además de sistemas de mezclado de la atmósfera de la contención y estrategias específicas en las Guías de Gestión deAccidente Severo (GGAS). Cabe destacar el caso de central nuclear Trillo (PWR KWU), que instaló un sistema de Recombinadores Pasivos Autocatalíticos.

Tras el accidente de Fukushima y las pruebas de resistencia que se llevaron a cabo en las centrales europeas, se vio la necesidad de incorporar medidas adicionales para el control de los gases combustibles en accidente severo. Como consecuencia de este proceso, las centrales nucleares españolas han incorporado un sistema de Recombinadores Pasivos Autocatalíticos (PAR, por sus siglas en inglés), que no necesita sistemas soporte activos para llevar a cabo su función de seguridad.

La presencia de los PAR en la contención no sólo reduce el riesgo asociado a la presencia de gases combustibles, sino  que también facilita su gestión al reducir la concentración de los mismos. No obstante, continúa siendo necesario garantizar una gestión adecuada de estos gases combustibles.

En este sentido, con un diseño adecuado de los PAR (número y distribución), es poco probable que la concentración media de hidrógeno en la contención alcance valores elevados. Sin embargo, en fases de liberaciones bruscas de gases combustibles procedentes tanto de situaciones imprevistas (por ejemplo en caso de rotura), como derivadas de estrategias incluidas en las Guías de Gestión de Accidente Severo (por ejemplo el aumento de la generación de hidrógeno por inyección de agua al núcleo sobrecalentado) los PAR podrían no tener tiempo de reducir localmente esas concentraciones.

Diseño y ubicación

El objetivo de los PAR es limitar las concentraciones de gases combustibles en caso de accidente severo, de manera que se reduzca la probabilidad de detonaciones o deflagraciones que puedan amenazarla integridad de la contención.

Los PAR son equipos compuestos por una carcasa de acero inoxidable en cuyo interior se encuentran ubicadas unas placas metálicas o cartuchos cerámicos recubiertos por un catalizador (Pt o Pd). Estos equipos son capaces de recombinartanto hidrógeno, como monóxido de carbono.

Los PAR están abiertos por la parte inferior y superior con objeto de facilitar la circulación de la mezcla de gases de la contención. Durante su funcionamiento se produce una reacción exotérmica que provoca un aumento de temperatura, que favorece la circulación natural de los gases a través del recombinador. Un esquema de este tipo de equipos se muestra en la figura 2.

Los catalizadores utilizados en los PAR deben mantener sus características funcionales durante las condiciones de operación normal de la planta. Para garantizar que esto es así, los PAR están sometidos a un programa de mantenimiento.

Tanto el diseño de los recombinadores como su ubicación es de tal manera que la capacidad funcional de la actividad catalítica puede ser verificada según procedimientos de prueba periódica. Los sistemas de PAR instalados en las centrales nucleares están compuestos por un número y tamaño determinado de recombinadores ubicados en localizaciones específicas, de manera que se reduzca tanto como sea posible la probabilidad de que se produzcan detonaciones o deflagraciones.

Para el dimensionamiento de estos sistemas los pasos principales a seguir son: calcular los gases combustibles generados durante los accidentes severos considerados creíbles, determinar cuál es su distribución en la contención y establecer unos criterios de aceptación adecuados.

Cálculo de gases combustibles

En caso de accidente severo, en el que por definición el núcleo ha sufrido un daño importante, pueden distinguirse dos fases: in-vessel y ex-vessel.

Durante la fase in-vessel, en la que el núcleo permanece en el interior de la vasija, la generación de hidrógeno procede mayoritariamente de la reacción entre el metal de las vainas del combustible y el vapor.

Durante la fase ex-vessel, en la que se ha producido el fallo de la vasija, la generación de CO y de hidrógeno procede fundamentalmente de la interacción entre el núcleo fundido que ha caído desde la vasija y el hormigón de la contención (MCCI).

Para realizar los cálculos de generación de gases combustibles existen diversos códigos de cálculo. En concreto, las centrales nucleares españolas han utilizado el código de cálculo MAAP. Éste código resuelve de forma simplificada las ecuaciones de la fluidodinámica y la transmisión de calor y tiene modelos y correlaciones específicas para el cálculo de la degradación del núcleo tanto en la vasija como fuera de ella.

El primer paso para la elaboración de estos cálculos es seleccionar los escenarios accidentales creíbles que sean más limitantes en lo que respecta a la generación de gases combustibles.

Se trata de una fase de especial relevancia, en la que en las centrales nucleares españolas han utilizado tanto los modelos de riesgo de las centrales como el juicio de ingeniería y la experiencia internacional.

En esta primera fase se han seleccionado las secuencias genéricas más relevantes en lo que respecta a la generación de hidrógeno y de CO. En concreto, estas han sido el LOCA (Loss Of Coolant Accident) grande, el LOCA pequeño y el SBO (Station Blackout). Para el caso de centrales BWR también ha resultado ser relevante la pérdida total de agua de alimentación.

Una vez seleccionadas las secuencias anteriores, se han elaborado unos cálculos iniciales con MAAP, considerando la disponibilidad de diversos sistemas de mitigación con un potencial impacto sobre la generación de hidrógeno y CO o su evolución en la contención, como por ejemplo el agua de alimentación auxiliar, el rociado de la contención, las unidades de refrigeración de la contención, la actuación de la inyección de seguridad o el aporte a la cavidad del reactor.

A partir de losresultados anterioresse han obtenido las denominadas secuencias base, sobre las que se han realizado unos análisis de sensibilidad, con el objetivo de tener en cuenta secuencias desfavorables desde el punto de vista de la generación de hidrógeno y CO tanto in-vessel como ex-vessel.

Durante la elaboración de estos cálculos, se han identificado algunos aspectos que cabe destacar por su especial relevancia tanto sobre la generación de gases combustibles, como es el efecto de la composición del hormigón, como sobre el incremento de la concentración de dichos gases, como son el efecto del rociado de la contención y de las unidades de refrigeración.

En el primer caso, hormigones con un alto contenido en agua y/o dióxido de carbono han mostrado mayores generaciones de hidrógeno y/o CO durante la interacción entre el corium fundido y el hormigón.

El efecto del rociado de la contención o de unidades de refrigeración es de especial relevancia durante las estrategias de mitigación del accidente severo ya que como consecuencia de su actuación o recuperación tardía, la composición de la atmósfera de la contención podría verse modificada al condensar el vapor de agua presente, viéndose incrementadas las concentraciones de oxígeno y gases inflamables.

Distribución de gases combustibles

Para la determinación del número y ubicación de los PAR en la contención, uno de los aspectos clave es conocer cómo se prevé que sea la distribución de los gases combustibles generados en contención. En este sentido, se han identificado los siguientes aspectos como especialmente relevantes:

· Localización de los puntos de emisión durante la fase in-vessel. Para su adecuada localización, durante la elaboración de los cálculos se deben seleccionar puntos de emisión diversos, destacando la importancia de las liberaciones en los puntos altos de la contención, dada la baja densidad de los gases combustibles.

· Acumulaciones locales. Este aspecto es de especial relevancia en contenciones compartimentadas, ya que pequeñas liberaciones de hidrógeno en ciertos cubículos podrían llegar a producir acumulaciones tales que generasen atmósferas explosivas.

· Fenómenos de estratificación. Dada la baja densidad de los gases combustibles, pueden producirse fenómenos de estratificación, con acumulaciones en las partes altas de la contención.

La selección de un código de cálculo adecuado es, por tanto, de especial importancia para la modelización de los fenómenos anteriores.

Existen diferentes códigos de cálculo que permiten obtener la distribución de los gases combustibles en la atmósfera de la contención.

Los códigos ‘lumped-parameter’ (MAAP, MELCOR, WAVCO) o de parámetros promediados, se basan en la hipótesis  fundamental de que en regiones macroscópicas predefinidas, denominadas ‘volúmenes de control’, las variables termodinámicas son homogéneas resolviendo de forma simplificada las ecuaciones de la fluidodinámica y la transmisión de calor.

Este tipo de códigos tienen como principal ventaja la velocidad de computación, aunque no son capaces de predecir algunos fenómenos tales como las estratificaciones o acumulaciones locales de gases combustibles.

En lo que respecta a los códigos CFD (CFX, FLUENT), éstos son capaces de predecir concentraciones locales de gas, sin embargo requieren tiempos de computación muy largos.

Una estrategia intermedia es la utilización de códigos con características de ‘lumped-parameter’ y capacidades 3D (GOTHIC), que permiten realizar cálculos de contención suficientemente precisos en menores tiempo de cálculo que los CFD.

En España se han utilizado diversos códigos de cálculo para analizar la distribución de los gases en contención, el comportamiento y dimensionamiento de los PAR en diversos estudiosrealizados en los últimos veinte años. Las centrales nucleares han utilizado los códigos MAAP, WAVCO y GOTHIC, el CIEMAT el código MELCOR y FLUENT y la UPM los códigos CFX, MELCOR y GOTHIC.

Criterios de aceptación

Una vez analizado el comportamiento de los gases combustibles, para establecer el número de recombinadores a instalar, es necesario establecer unos criterios de aceptación en lo que respecta a las potenciales deflagraciones y detonaciones y sus efectos sobre la integridad de la contención.

En noviembre de 2013, el CSN estableció unos criterios de evaluación a considerar en las modificaciones de diseños post-Fukushima. En relación con los PAR, estos criterios establecían los mismos debían ser capaces de limitar las concentraciones de hidrógeno en contención durante las diferentes fases del accidente severo.

Para cumplir estrictamente con este criterio, una vez realizado el análisis de distribución de gases indicado en el apartado anterior, habría que realizar cálculos de combustión de las mezclas identificadas, así como la posible respuesta de la contención a las ondas de presión generadas por estas combustiones. Sin embargo, este tipo de análisis son muy complejos, están sometidos a grandes incertidumbres e involucran tiempos de cálculo excesivos para aplicaciones prácticas.

En este sentido se han desarrollado criterios prácticos para evitar la realización de estos cálculos de combustión. Se han definido los criterios SIGMA y LAMBDA que se basan en identificar el momento de transición a los regímenes de combustión que producen mayores cargas de presión:

· Criterio SIGMA: es la relación entre las densidades antes y después de la combustión (relación de expansión de la mezcla gaseosa) y permite determinarsise puede darla acelera ción de llama (FA, por sus siglas en inglés).

· Criterio LAMBDA: relaciona el tamaño de la celda de detonación y la longitud característica de la mezcla con objeto de determinar el momento de la transicióndedeflagraciónadetonación (DDT, porsussiglas en inglés).

Otro de los criterios de aceptación más comúnmente utilizados es la concentración media de gases combustibles de la contención. Para la utilización de este criterio, que es muy simplificado, hay que seleccionar una concentración media de gases combustibles suficientemente conservadora para asegurar que el régimen de combustión no produzca FA o DDT, es decir, que permita cubrir los criterios anteriores y sus incertidumbres en todaslas posiblessituaciones. Además,se han establecido otros criterios de aceptación que tienen por objeto limitar la presión en la contención, de manera que en caso de deflagración, esta no supere una determinada probabilidad de fallo.

Si la concentración media de gases combustibles es suficientemente baja, la velocidad de llama normalmente será subsónica y el incremento de presión en la contención será cuasiestática. En estos casos, para el cálculo de la presión en contención podrá suponerse una combustión completa isocórica y adiabática (AICC, por sus siglas en inglés), que se puede comparar con la presión de fallo de la contención.

En el caso de que no se puede descartar la FA y DDT la presión de AICC no sería conservadora, ya que habría que tener en cuenta el efecto de las cargas dinámicassobre la contención.

No obstante, aunque las condiciones globales de los gases en la contención cumplan los criterios anteriores, los cálculos muestran que en algunos casos podrían producirse picos puntuales y locales en los que las mezclas de gases podrían superar alguno de los criterios. Estos picos puntuales corresponden a generaciones muy rápidas de hidrógeno en los que los PAR no cuentan con tiempo suficiente para recombinar los gases combustibles.

Finalmente, y con objeto de concretar la disposición definitiva de los recombinadores, en las centrales nucleares españolas se han realizado unas rondas por planta para verificar la viabilidad de la instalación de los PAR en las zonas propuestas.

La instalación de PAR en todaslas centrales nucleares españolas ha supuesto un refuerzo significativo de la seguridad.

La presencia de PAR en la contención no sólo reduce el riesgo asociado a los gases combustibles, sino que también facilita su gestión al reducir su concentración. En este sentido, es muy improbable que la concentración media de gases combustibles en la contención durante el desarrollo de un accidente creíble pudiera alcanzar valores elevados. Las Guías de Gestión de Accidente Severo contemplan asimismo medidas adicionales para su gestión.