Alcanzar los objetivos de cero emisiones netas mediante la optimización de la seguridad de los reactores nucleares

EPRI y Vanderbilt University han colaborado en la investigación que pone de relieve la importancia de incorporar las ideas de riesgo al proceso de diseño de un reactor nuclear, para acortar los horarios de implementación y mejorar la seguridad. Los reactores avanzados pueden desempeñar un papel importante en las carteras de energía planificadas de cero carbono, ya que pueden ser usados como fuente de energía básica para complementar las fuentes de energía renovables.

Una mayor comprensión de los impactos de las formas de producción de energía eléctrica que emiten gases de efecto invernadero sobre el cambio climático ha llevado a la industria, la academia y la investigación patrocinada por el gobierno sobre alternativas viables. La mayoría de los expertos está de acuerdo en que ninguna tecnología puede resolver el gran desafío de descarbonizar la producción de energía y que las carteras de energía futuras más viables incluyen una variedad de fuentes de energía renovables y con cero emisiones de carbono. ² Los reactores avanzados son conceptos de reactores nucleares que utilizan nuevas formas de combustible, opciones de refrigerante o conceptos operativos que pretenden mostrar «mejoras significativas» ³sobre la actual generación de reactores de agua ligera. Dichos reactores pueden desempeñar un papel importante en las carteras planificadas de energía sin emisiones de carbono, ya que pueden utilizarse como fuente de energía de carga base para complementar las fuentes de energía renovable disponibles de forma intermitente, como la eólica y la solar.

Sin embargo, una serie de factores externos tienen el potencial de afectar la viabilidad y el despliegue de reactores nucleares avanzados. Estos factores incluyen:

• Diversos niveles de aceptación pública de la energía nuclear debido a las percepciones con respecto a la seguridad y la eliminación de desechos;
• Las capacidades de los marcos regulatorios existentes para evaluar y verificar las expectativas con respecto a la ‘seguridad mejorada’ que se espera para estos reactores, que se ven y funcionan de manera diferente a los reactores actuales; y
• La aplicación poco frecuente de métodos de análisis de seguridad nuclear estándar de la industria en las primeras etapas del diseño avanzado de reactores para generar información que pueda identificar peligros y características de diseño preventivas/mitigatorias.

Metodologías para integrar el análisis de seguridad en las primeras etapas del proceso de diseño de reactores nucleares avanzados

Por las razones expuestas anteriormente, los investigadores de la Universidad de Vanderbilt y el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica (EPRI) se han asociado para investigar formas de integrar el análisis de seguridad en las primeras etapas del proceso de diseño de reactores nucleares avanzados. El objetivo de esta investigación es comprender mejor la seguridad de los reactores e identificar ideas de diseño para mejorar la seguridad de manera que cumplan con las expectativas reglamentarias, y ayudar a informar los análisis cuantitativos de etapas posteriores de manera que las organizaciones de diseño puedan implementarlos.

A través de esta investigación, EPRI y Vanderbilt han identificado herramientas y procedimientos de evaluación de peligros que a menudo se originaron en otras industrias, como la industria aeroespacial y de procesos químicos, pero que se pueden adaptar para analizar diseños de reactores nucleares avanzados en etapa inicial. Estas técnicas, muchas de las cuales caen bajo el paraguas de los análisis de riesgos de procesos (PHA), ⁴ se pueden aplicar iterativamente como parte del diseño avanzado de reactores a través de un proceso descrito como ‘Seguridad en el diseño’. La aplicación de estas técnicas también se puede adaptar al grado de madurez del diseño en el momento del análisis.

Para obtener el máximo valor de la aplicación de métodos PHA durante el diseño, es importante saber qué métodos elegir. Vanderbilt y EPRI han utilizado la guía existente de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) de EE. UU. para las instalaciones del ciclo de combustible ⁵para ayudar a identificar qué métodos de PHA, como los estudios de riesgo y operabilidad (HAZOP) y los modos de falla y el análisis de efectos (FMEA), deben aplicarse en varias etapas de madurez del diseño para proporcionar el mayor valor a un proyecto de diseño. Estas técnicas de PHA están reconocidas en el diseño de reactores nucleares avanzados y en los documentos y normas de orientación técnica relacionados con el análisis de seguridad, como la Guía inclusiva de tecnología basada en el rendimiento informada por el riesgo del Instituto de Energía Nuclear para el desarrollo de bases de licencias de reactores avanzados, NEI 18-04 (que ha sido respaldado por la NRC en la Guía regulatoria 1.233) ⁶ y la Sociedad Estadounidense de Ingenieros Mecánicos y la Sociedad Nuclear Estadounidense en su Estándar de evaluación de riesgos probabilísticos (PRA) para no LWR. ⁷

EPRI y Vanderbilt no solo han teorizado la posibilidad de utilizar métodos SiD y PHA para influir en el diseño de reactores avanzados, sino que el equipo también ha puesto en práctica estas metodologías. Han trabajado con diseñadores avanzados de reactores nucleares para aplicar la metodología a seis diseños de reactores en diversas etapas de madurez del diseño: diseños que emplean diferentes diseños de núcleo, moderadores, refrigerantes y espectros de energía de neutrones. Además de estas aplicaciones SiD del mundo real, que brindan a los diseñadores avanzados de reactores información útil en el momento del análisis, estas evoluciones brindan capacitación a los diseñadores sobre cómo y cuándo emplear métodos SiD a medida que avanza su proyecto. Por ejemplo,⁸

Hasta la fecha, muchos de los PHA que EPRI y Vanderbilt han realizado han sido para subsistemas de reactores de sales fundidas (MSR). Los MSR son particularmente susceptibles a los desafíos en el análisis de seguridad nuclear y los marcos de concesión de licencias, ya que su concepto operativo, en el que la sal fundida se puede utilizar como combustible y refrigerante, contrasta marcadamente con los reactores de agua ligera (LWR) existentes y otros conceptos de reactores avanzados. A diferencia de los LWR, aún está por desarrollarse una lista completa de escenarios de accidentes que deben tenerse en cuenta para los MSR durante el análisis de seguridad del reactor. La aplicación detallada de EPRI y Vanderbilt de SiD en subsistemas MSR y plataformas de prueba, además de usarse para obtener información sobre el diseño, se ha utilizado para identificar sistemáticamente escenarios de accidentes para MSR y subsistemas MSR. ⁹

Los resultados de estas evaluaciones se pueden utilizar para alimentar los análisis de seguridad cuantitativos de etapa posterior que continúan construyendo el caso de seguridad para el diseño. Se espera que estas evaluaciones de seguridad cuantitativas, a menudo denominadas evaluaciones de riesgo probabilísticas (PRA) o evaluaciones de seguridad probabilísticas (PSA), sean un elemento crítico del caso de seguridad presentado a los reguladores. Como se muestra en la Fig. 3, la investigación de EPRI y Vanderbilt ha demostrado que los métodos SiD pueden permitir a los diseñadores desarrollar gradualmente los componentes básicos de un PRA/PSA con vínculos documentados con la confiabilidad de los componentes, los datos del análisis de seguridad y la línea base del diseño de ingeniería. Además de respaldar los análisis de seguridad en etapas posteriores, La aplicación de los métodos SiD de EPRI y Vanderbilt a estos problemas del mundo real ha ayudado a los diseñadores de reactores al demostrar la incorporación directa de la seguridad en el proceso de diseño; identificar posibles problemas de operabilidad en una etapa temprana para la atención del diseño; y ayudar a identificar y priorizar la investigación y el desarrollo necesarios.

Análisis de diseños de reactores históricos para generar conocimientos para los diseñadores de reactores modernos

Vanderbilt y EPRI también han utilizado la metodología SiD para analizar algunos ejemplos históricos de diseños de reactores nucleares avanzados. Uno de esos sistemas, que se muestra en la Fig. 1, es el Experimento del Reactor de Sal Fundida (MSRE), el último MSR que se operó (y uno de solo dos). Han evaluado cinco de los subsistemas y componentes únicos dentro del MSRE utilizando métodos como FMEA y HAZOP. ¹⁰ Los subsistemas únicos analizados dentro del MSRE incluyen la válvula de congelación, una alternativa a las válvulas tradicionales que se está implementando en los diseños modernos de MSR, y el sistema de descarga de gases: un sistema crítico dentro de los MSR que se usa para contener y tratar los gases de fisión que se desprenden del combustible. sal.

El MSRE cerró en diciembre de 1969; sin embargo, estas evaluaciones de SiD de los subsistemas históricos de MSRE aún pueden proporcionar nuevos conocimientos de diseño para los diseñadores de MSR de hoy en día que ayudan a cerrar la brecha de conocimiento que existe debido al período de más de 50 años desde que operó el último MSR. Estas evaluaciones del MSRE han ayudado a identificar las debilidades de diseños anteriores que deben evitarse en diseños futuros, ofrecen información sobre soluciones potenciales para problemas de diseño actuales e identifican peligros/deficiencias operativas para los elementos de diseño que se evaluaron que pueden no ser inmediatamente obvios en el nivel de madurez de diseño que han alcanzado los proyectos actuales. Como ejemplo, uno de los artículos de revista recientes de Vanderbilt sobre el tema que documenta el análisis SiD del subsistema de la válvula de congelación ¹¹ha sido leído más de 250 veces en menos de dos años desde que se publicó.

Planes futuros de desarrollo y crecimiento.

En el futuro, EPRI y Vanderbilt no tienen planes de reducir la velocidad. Ya han comenzado a trabajar con diseñadores de reactores nucleares avanzados adicionales que desarrollan conceptos distintos de los MSR (como las evoluciones modernas del concepto de reactor de gas de alta temperatura [HTGR] que se muestra en la Fig. 4) para integrar los métodos SiD en sus procesos de diseño. Vanderbilt también está trabajando en un proyecto financiado por la Oficina de Energía Nuclear del Departamento de Energía de EE. UU. para desarrollar un sistema de muestreo de sales fundidas para su uso en futuros MSR ¹²y está utilizando la metodología SiD para desarrollar este importante subsistema MSR. EPRI y Vanderbilt también están trabajando para incorporar herramientas PHA y metodologías SiD en enfoques de ingeniería de sistemas basados ​​en modelos de vanguardia para proyectos de diseño nuclear, con el potencial de expandir este trabajo para respaldar sistemas comerciales de energía de fusión modular.

El trabajo del equipo de Vanderbilt y EPRI se puede ver en:

• Programa de Innovación Tecnológica: Integración Temprana de la Evaluación de la Seguridad en el Diseño de Reactores Avanzados— Informe del Proyecto Capstone. EPRI, Palo Alto, CA: 31 de octubre de 2019. Informe 3002015752.
• Estudio de caso del Experimento de reactores de sales fundidas (MSRE) utilizando orientación técnica basada en el rendimiento y con información sobre riesgos para informar la concesión de licencias futuras para reactores avanzados de agua no liviana, Southern Company y EPRI, 2019. Informe EPRI AR LR 2019-06. ( Se puede encontrar en el sitio web de la NRC con el número de acceso de ADAMS ML19249B632)
• BM Chisholm, SL Krahn, KN Fleming, Un enfoque sistemático para identificar eventos iniciadores y su relación con la evaluación de riesgos probabilísticos: demostrado en el experimento del reactor de sal fundida, Progress in Nuclear Energy , 129:103507 (2020). ⁷

Referencias

1. MW Rosenthal, An Account of Oak Ridge National Laboratory’s Thirteen Research Reactors Rev. hasta marzo de 2010, ORNL/TM-2009/181, Oak Ridge National Laboratory, 2010
2. Rogelj, J , D Shindell, K Jiang, S Fifita, P Forster, V Ginzburg, C Handa, H Kheshgi, S Kobayashi, E Kriegler, L Mundaca, R Séférian y MV Vilariño, 2018: vías de mitigación compatibles con 1,5 °C en el Contexto del Desarrollo Sostenible. En: Calentamiento Global de 1.5°C. Un informe especial del IPCC sobre los impactos del calentamiento global de 1,5 °C por encima de los niveles preindustriales y las vías de emisión de gases de efecto invernadero relacionadas, en el contexto del fortalecimiento de la respuesta global a la amenaza del cambio climático, el desarrollo sostenible y los esfuerzos para erradicar la pobreza [Masson-Delmotte, V, P Zhai, HO. Pörtner, D Roberts, J Skea, PR Shukla, A Pirani, W Moufouma-Okia, C Péan, R Pidcock, S Connors, JBR Matthews, Y Chen, X Zhou, MI Gomis, E Lonnoy, T Maycock, M Tignor y T Waterfield (eds)]. En prensa
3. Ley de Capacidades de Innovación de Energía Nuclear de 2017, Ley Pública de EE. UU. 115-248 (2018)
4. Directrices para los procedimientos de evaluación de peligros. 3ra ed. Nueva York, NY: CCPS, Centro para la Seguridad de Procesos Químicos, 2008
5. Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Plan de revisión estándar para solicitudes de licencias de instalaciones del ciclo del combustible, NUREG-1520 Rev. 2, 2015
6. Instituto de Energía Nuclear (NEI), Modernización de los requisitos técnicos para la concesión de licencias de reactores avanzados de agua no liviana: guía inclusiva basada en el rendimiento informada por el riesgo para el desarrollo de bases de licencias de reactores de agua no liviana, Rev. 1, NEI 18-04, Washington , corriente continua (2019)
7. Sociedad Estadounidense de Ingenieros Mecánicos (ASME), Estándar de evaluación de riesgos probabilísticos para plantas de energía nuclear con reactores de agua no livianos avanzados, ANSI/ASME/ANS RA-S-1.4-2021 (2021)
8. Programa de Innovación Tecnológica: Integración Temprana de la Evaluación de la Seguridad en el Diseño de Reactores Avanzados—Informe del Proyecto Capstone. EPRI, Palo Alto, CA: 31 de octubre de 2019. Informe 3002015752.
9. BM Chisholm, SL Krahn, KN Fleming, Un enfoque sistemático para identificar eventos iniciadores y su relación con la evaluación de riesgos probabilísticos: demostrado en el experimento del reactor de sal fundida , Progreso en energía nuclear , 129:103507 (2020)
10. Estudio de caso del Experimento de reactores de sales fundidas (MSRE) utilizando orientación técnica basada en el rendimiento y con información sobre riesgos para informar la concesión de licencias futuras para reactores avanzados de agua no liviana, Southern Company y EPRI, 2019. Informe EPRI AR LR 2019-06. ( Se puede encontrar en el sitio web de la NRC con el número de acceso de ADAMS ML19249B632)
11. BM Chisholm, SL Krahn, AG Sowder, Una característica única del reactor de sales fundidas: el sistema de válvula de congelación: diseño, experiencia operativa y confiabilidad, ingeniería y diseño nuclear , 368 (2020)
12. M Harkema, P Marotta, S Krahn, «Desarrollo de diseño de tecnología de enriquecimiento y muestreo de sal de combustible: actualización del proyecto», Transactions of the American Nuclear Society , 124 (1): 465-467, 2021
13. P Samanta, D Diamond, W Horak, Historial regulatorio de los reactores que no son de agua ligera en los EE . UU ., Nuclear News , 2020

Fuente: innovationnewsnetwork.com