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POR QUE NUCLEAR
TENDENCIAS Y NUEVAS
TECNOLOGIAS EN
NUCLEOELECTRICIDAD
Lic. Jorge Sidelnik
3 de Julio de 2012
¿Riesgo o Percepción del Riesgo?
Red de estudios sociales en prevención de desastres en América Latina
28 de enero 1986
26 de diciembre 2004
22 de abril 2010
29 de agosto 2005
Definición de Riesgo
• Riesgo: posibilidad de realización de acciones que tienen
consecuencias no deseadas, adversas a la vida humana, la salud,
la propiedad o el medio ambiente.
• Evaluación del riesgo: la medición del riesgo. Pérdida
potencial, y la probabilidad de que ocurra la pérdida.
• Riesgo (R) =Probabilidad (p) x Consecuencia(c)
Accidentes Severos y Desastres Naturales
Burgherr & Hirschberg, 2008
Accidentes Severos con más de 5 Fatalidades
(1970-2005)
OECD
Cadena de
Energía
Accidentes
NO OECD
Fatalidades
Accidentes
Fatalidades
Carbón
81
2.123
1.507
29.816 (*)
Petróleo
174
3.388
308
17.990
Gas Natural
103
1.204
61
1.366
LPG
59
1.875
61
2.636
Hidro
1
14
12
30.007
Nuclear
-
-
1
31 (**)
(*) Principalmente China
(**) Inmediatas No latentes
Seguridad (Diseño)
Estudios Determinísticos
• Máximo Accidente Creíble
• Mejor Estimación y Análisis de Incertezas
Seguridad (Diseño)
Análisis Probabilístico de Seguridad
Identificación y cuantificación de las secuencias
accidentales que tienen como consecuencia el daño del
núcleo.
.
•
•
•
•
Eventos iniciantes (Interno - Externo)
Arboles de eventos
Arboles de falla de sistemas
Probabilidad de daño
Análisis Probabilístico de Seguridad
Atucha I - Embalse: APS Nivel 1
Identificación y cuantificación de las secuencias accidentales que tienen
como consecuencia el daño del núcleo.
Atucha II: APS Nivel 3
Evaluación del riesgo sobre el público (cuantificación de la frecuencia de
distintos valores de dosis debidas a posibles accidentes).
Estas frecuencias de ocurrencia son aún más bajas que las de daño al
núcleo.
Defensa en Profundidad
Se materializa mediante un conjunto de sistemas diseñados
para actuar en capas superpuestas.
Cada sistema entre en acción cuando la capa inferior no está
cumpliendo su función.
Los sistemas de seguridad y de
soporte a la seguridad están
separados en dos grupos
funcionales
físicamente independientes.
Las Barreras Biológicas
1.
2.
3.
4.
5.
6.
Matriz del combustible nuclear (Pastilla)
Vainas del combustible nuclear.
Fronteras sistema refrigeración del reactor (vasija y circuito primario/moderador)
Sistema de contención (Blindaje Biológico)
Envolvente Acero
Envolvente Hormigón
El riesgo existe, pero no es sólo riesgo: El riesgo es
oportunidad de avance, oportunidad de mejora. La
negación del riesgo, la eliminación del suspenso, el
rechazo del peligro, sólo llevan a una vida de hormigas.
Diario El Mundo de España 15/5/11
Centrales Nucleares en Operación
Centrales Nucleares en Construcción
País
Argentina
Brasil
China
Finlandia
Francia
Eslovaquia
EEUU
India
Japón
Corea
Pakistán
Rusia
Ucrania
Reactores
1
1
26
1
1
2
1
7
2
3
2
11
2
Emisiones de CO2 por tecnología
Nuevas tendencias en el diseño de Reactores
Desafíos en el desarrollo de plantas nucleares competitivas
Centrales más seguras
Menores costos de capital
Cronogramas mas reducidos
Los aspectos del diseño que han ganado terreno son
Simplificación
Estandarización
Modularización
Seguridad
Objetivos:
• Reducción de la probabilidad de accidentes.
• Mitigación de sus consecuencias en caso de que ocurran.
No proliferación
Objetivos:
• Asegurar la ausencia de material nuclear no declarado o
desviado para propósitos armamentísticos.
• Desarrollo de un régimen de no proliferación internacional.
Reactores avanzados
Las nuevas generaciones de centrales nucleares se están diseñando en base a la
experiencia recogida en operación de las plantas existentes.
Los diseños avanzados incorporan mejoras en
• Seguridad
• Prevención de accidentes
• Simplicidad y eficiencia en la operación
Reactores avanzados (cont.)
Diseños evolucionarios:
• Descendientes directos de los diseños de plantas existentes.
• Incorporan modificaciones y mejoras basadas en la experiencia.
• Adoptan adelantos tecnológicos.
• Requieren ingeniería y testeos.
Diseños innovativos:
• Diseños que se desvían significativamente de los existentes.
• Necesitan testeos y verificaciones más importantes, y probablemente la
construcción de un prototipo antes de su lanzamiento comercial.
Reactores avanzados (cont.)
Reactores Gen. III y Gen. IV
Dresden
Fermi
Magnox
PWR
BWR
CANDU
Simplificados
Robustos
Económicos
Seguridad
mejorada
Uso
extensivo
de
Sistenas
Pasivos de
Seguridad
EPR
AP1000
ESBWR
ACR1000
VVER
Objetivos:
Economía
Seguridad
Resistencia a la
proliferación
Sustentabilidad
< desechos
> vida útil
Reactores Gen. III
Principales características
• Diseño estandarizado:
• Diseño simplificado y robusto:
• Alta disponibilidad y vida útil prolongada
• Alto grado de quemado
• Probabilidad reducida de accidentes de fusión del núcleo.
• Resistencia a impactos de aeronaves.
• Incorporación de algunos sistemas pasivos de seguridad.
Reactores Gen. III+
Principales características
• Representan una evolución de los reactores GIII.
• Su principal característica es la extensa implementación de sistemas de
seguridad pasivos (los reactores GIII los utilizan en forma limitada).
Ejemplos de Reactores Gen. III+
AP1000
(Westinghouse)
EPR
(Areva)
ESBWR
(General Electric)
Reactores Gen. IV
Objetivos
• Contribución a una generación de energía sustentable
• Costos de Capital Reducidos
• Seguridad Nuclear Mejorada
• Generación mínima de residuos nucleares
• Reducción adicional del riesgo de proliferación
Generation IV International Forum (GIF)
VHTR: Very-High-Temperature Reactor System
GFR: Gas-Cooled Fast Reactor System
SFR: Sodium-Cooled Fast Reactor System
SCWR: Supercritical-Water-Cooled Reactor System
LFR: Lead-Cooled Fast Reactor System
MSR: Molten Salt Reactor System
Principales características de los reactores
Esquema de producción de energía
y manejo de los residuos (ciclo cerrado)
Ciclo cerrado de reactores rápidos
Acuerdo para el reactor ASTRID
La Comisión de Energía Atómica y Alternativa de Francia y Bouygues Construction
firmaron un Acuerdo para la realización de estudios para el diseño de la energía
civil de un prototipo del reactor de 4ta. Generación ASTRID - Advanced Sodium
Technological Reactor for Industrial Demonstration (reactor rápido refrigerado por
sodio).
El año esperado para el commissioning es 2020.
Fuente: NucNet, 27-06-2012
Visión del Regulador
Mejoras en la Seguridad
Objetivos
• Reducción de tasas de falla de equipos en operación normal
• Incremento de la protección ante ataques y peligros externos
• Disminución de la probabilidad de daño al núcleo
• Sin necesidad de un plan de emergencia frente a accidentes severos
Visión del Regulador (cont.)
Expectativas generales para la demostración de seguridad
• Mejoras de la seguridad comparado con GEN-III
• Ambiciosas metas para la radioprotección y consecuencias radiológicas de
condiciones de operación y riesgo para el público y trabajadores.
• Demostración de exclusión de eventos y las consecuencias que no deben
ser tenidas en cuenta
Muchas Gracias