Una parada d'emergència (scram) o SCRAM és una parada d'emergència d'un reactor nuclear que s'efectua mitjançant la terminació de la reacció de fissió. També és el nom que es dóna a l'interruptor manual que inicia l'aturada. En les operacions de reactors comercials, aquest tipus d'aturada sovint es coneix com a "scram" en els reactors d'aigua bullent i " desconnexió del reactor" en els reactors d'aigua pressuritzada. En molts casos, una parada d'emergència forma part del procediment d'aturada rutinari que serveix per provar el sistema d'aturada d'emergència.
Etimologia
No hi ha un origen definitiu per al terme. L'historiador de la Comissió Reguladora Nuclear dels Estats Units, Tom Wellock, assenyala que "scram" és un argot anglès per a marxar ràpidament i urgentment (com en "scrambling to get away"), i cita això com la base original i probablement precisa per a l'ús de "scram" en el context tècnic.
De vegades es cita Scram com un acrònim de safety control rod axe man (home de la destral de seguretat) o safety cut rode axe man (home de la destral de corda tallada de seguretat). Suposadament, aquest terme va ser encunyat per Enrico Fermi quan va supervisar la construcció del primer reactor nuclear del món. El nucli, que es va construir sota els seients dels espectadors a l'Stagg Field de la Universitat de Chicago, tenia una barra de control real lligada a una corda amb un home amb una destral al costat; tallar la corda significaria que les barres caurien per gravetat al nucli del reactor, apagant el reactor. L'home de la destral de la primera reacció en cadena va ser Norman Hilberry. En una carta a Raymond Murray (21 de gener de 1981), Hilberry va escriure:
Quan vaig aparèixer al balcó aquella tarda del 2 de desembre de 1942, em van acompanyar a la barana del balcó, em van donar una destral de bomber ben esmolada i em van dir: "Si les barres de seguretat no funcionen, talla aquesta corda de manila". Les barres de seguretat, no cal dir-ho, van funcionar, la corda no es va tallar... No crec que m'hagi sentit mai tan ximple com llavors... No vaig saber de la història de l'SCRAM [Safety Control Rod Axe Man] fins molts anys després dels fets. Aleshores, un dia, un dels meus companys que havia estat a l'equip de construcció de Zinn em va anomenar Sr. Scram. Li vaig preguntar: "Com és això?". I després la història.
Leona Marshall Libby, que era present aquell dia al Chicago Pile, va recordar que el terme va ser encunyat per Volney Wilson, qui va dirigir l'equip que va dissenyar els circuits de les barres de control:
Les barres de seguretat estaven recobertes amb làmina de cadmi, i aquest metall absorbia tants neutrons que la reacció en cadena es va aturar. Volney Wilson va anomenar aquestes barres "scram" (enganxades). Va dir que la pila s'havia "encaixat", les barres s'havien "encaixat" dins la pila.
Altres testimonis aquell dia van coincidir amb Libby en atribuir "scram" a Wilson. Wellock va escriure que Warren Nyer, un estudiant que va treballar en el muntatge de la pila, també va atribuir la paraula a Wilson: "La paraula va sorgir en una discussió que el Dr. Wilson, que era cap del grup d'instrumentació i controls, estava tenint amb diversos membres del seu grup", va escriure Nyer. "El grup havia decidit tenir un botó gran per prémer per clavar tant les barres de control com la vareta de seguretat. Com etiquetar-lo? 'Què fem després de prémer el botó?', va preguntar algú. 'Fora d'aquí!', va dir Wilson. Bill Overbeck, un altre membre d'aquell grup, va dir: 'D'acord, ho etiquetaré SCRAM '.
Les primeres referències a "scram" entre l'equip de la Chicago Pile també es van associar amb el circuit d'apagada de Wilson i no amb Hilberry. En un informe de la Comissió d'Energia Atòmica dels Estats Units (AEC) de 1952 escrit per Fermi, l'AEC va desclassificar informació sobre la Chicago Pile. L'informe inclou una secció escrita per l'equip de Wilson poc després que la Chicago Pile aconseguís una reacció en cadena autosostenible el 2 de desembre de 1942. Inclou un esquema de cablejat del circuit de control de les varetes amb una línia clarament etiquetada com a "SCRAM" (vegeu la imatge de la dreta i les pàgines 37 i 48).
El nom rus, AZ-5 (АЗ-5, en ciríl·lic), és una abreviatura de аварийная защита 5-й категории (avariynaya zashhchita 5-y kategorii), que es tradueix com a "protecció d'emergència de la cinquena categoria" en anglès.
Mecanismes
En qualsevol reactor, una reacció de fissió s'aconsegueix inserint grans quantitats de massa de reactivitat negativa al mig del material fissible, per acabar immediatament la reacció de fissió. En els reactors d'aigua lleugera, això s'aconsegueix inserint barres de control que absorbeixen neutrons al nucli, tot i que el mecanisme pel qual s'insereixen les barres depèn del tipus de reactor. En els reactors d'aigua pressuritzada, les barres de control es mantenen per sobre del nucli del reactor mitjançant motors elèctrics contra el seu propi pes i una potent molla. Una reacció de fissió està dissenyada per alliberar les barres de control d'aquests motors i permet que el seu pes i la molla les impulsin cap al nucli del reactor, aturant ràpidament la reacció nuclear absorbint els neutrons alliberats. Un altre disseny utilitza electroimants per mantenir les barres suspeses, i qualsevol tall del corrent elèctric provoca una inserció immediata i automàtica de les barres de control.
En els reactors d'aigua bullent, les barres de control s'insereixen des de sota del recipient del reactor. En aquest cas, una unitat de control hidràulica amb un tanc d'emmagatzematge pressuritzat proporciona la força per inserir ràpidament les barres de control en cas de qualsevol interrupció del corrent elèctric. Tant en els PWR com en els BWR hi ha sistemes secundaris (i sovint fins i tot sistemes terciaris) que inseriran barres de control en cas que la inserció ràpida primària no s'activi de manera ràpida i completa.
Els absorbents de neutrons líquids (verins de neutrons) també s'utilitzen en sistemes d'aturada ràpida per a reactors d'aigua pesada i lleugera. Després d'una parada automàtica, si el reactor (o secció(es) del mateix) no es troba per sota del marge d'aturada (és a dir, podria tornar a un estat crític a causa de la inserció de reactivitat positiva per refredament, desintegració del verí o altres condicions no controlades), els operadors poden injectar solucions que contenen verins de neutrons directament al refrigerant del reactor.
Les solucions de verí de neutrons són solucions a base d'aigua que contenen productes químics que absorbeixen neutrons, com ara el bòrax domèstic comú, el poliborat de sodi, l'àcid bòric o el nitrat de gadolini, cosa que provoca una disminució de la multiplicació de neutrons i, per tant, l'aturada del reactor sense utilitzar les barres de control. En el PWR, aquestes solucions absorbents de neutrons s'emmagatzemen en tancs pressuritzats (anomenats acumuladors) que estan connectats al sistema de refrigerant primari mitjançant vàlvules. Un nivell variable d'absorbent de neutrons es manté dins del refrigerant primari en tot moment, i s'augmenta mitjançant els acumuladors en cas d'una fallada de totes les barres de control per inserir-se, cosa que portarà immediatament el reactor per sota del marge d'aturada.
En el BWR, els absorbents de neutrons solubles es troben dins del sistema de control de líquids de reserva, que utilitza bombes d'injecció redundants que funcionen amb bateries o, en els models més recents, nitrogen gasós a alta pressió per injectar la solució d'absorbent de neutrons al recipient del reactor contra qualsevol pressió interior. Com que poden retardar el reinici d'un reactor, aquests sistemes només s'utilitzen per apagar el reactor si la inserció de la vareta de control falla. Aquesta preocupació és especialment significativa en un BWR, on la injecció de bor líquid provocaria la precipitació de compostos sòlids de bor al revestiment del combustible, cosa que impediria que el reactor es reiniciés fins que s'eliminin els dipòsits de bor.
En la majoria de dissenys de reactors, el procediment de parada rutinari també utilitza un bloqueig per inserir les barres de control, ja que és el mètode més fiable per inserir-les completament i evita la possibilitat de retirar-les accidentalment durant o després de l'aturada.
En un reactor de fusió, hi ha múltiples opcions per a un sistema anomenat "plasma scram", incloent-hi el tall complet del combustible i el bombardeig de pellets d'impureses criogèniques.
Resposta del reactor
La majoria dels neutrons d'un reactor són neutrons ràpids; és a dir, neutrons produïts directament per una reacció de fissió. Aquests neutrons es mouen a alta velocitat, per la qual cosa és probable que s'escapen al moderador abans de ser capturats. De mitjana, el moderador triga uns 13 μs a frenar els neutrons prou per facilitar una reacció sostinguda, cosa que permet que la inserció d'absorbidors de neutrons afecti ràpidament el reactor.
Com a resultat, un cop s'hagi aturat el reactor, la potència del reactor disminuirà significativament gairebé instantàniament. Una petita fracció (aproximadament el 0,65%) dels neutrons en un reactor de potència típic prové de la desintegració radioactiva d'un producte de fissió. Aquests neutrons retardats, que s'emeten a velocitats més baixes, limitaran la velocitat a la qual s'aturarà un reactor nuclear.
A causa de defectes en el disseny original de la seva barra de control, activar un reactor RBMK podia augmentar la reactivitat a nivells perillosos abans de reduir-la. Això es va notar quan va causar una pujada de tensió a l'arrencada de la Unitat número 1 de la Central Nuclear d'Ignalina, el 1983. El 26 d'abril de 1986, el desastre de Txernòbil va ocórrer a causa d'un sistema d'aturada fatalment defectuós, després que el sistema d'aturada de l'AZ-5 s'iniciés després d'un sobreescalfament del nucli. Posteriorment, els reactors RBMK van ser modernitzats per solucionar el defecte o van ser desmantellats.
Calor de desintegració
No tota la calor d'un reactor nuclear es genera per la reacció en cadena que una reacció en cadena està dissenyada per aturar. Per a un reactor que es reactiva després de mantenir un nivell de potència constant durant un període prolongat (més de 100 hores), aproximadament un 7% de la potència en estat estacionari romandrà després de l'aturada inicial a causa de la desintegració dels productes de fissió que no es pot aturar. Per a un reactor que no ha tingut un historial de potència constant, el percentatge exacte es determina per les concentracions i les vides mitjanes dels productes de fissió individuals al nucli en el moment de la reacció en cadena.
L'energia produïda per la calor de desintegració disminueix a mesura que els productes de fissió es desintegren, però és prou gran com perquè si no s'elimina la calor de desintegració, la temperatura del nucli del reactor pot augmentar fins a nivells perillosos i ha causat accidents nuclears, inclosos els accidents nuclears de Three Mile Island i Fukushima I.
