Edificio de contención

Barreras de protección de una central nuclear. Las 4ª y 5ª corresponden a la contención

Se denomina edificio de contención, en su utilización más habitual, a una estructura de hormigón, acero o una combinación de ambos, construida para encerrar en su interior a un reactor nuclear. Está diseñado para que, en caso de emergencia, contenga un escape de gases radiactivos aunque estos alcancen presiones en el rango de 60 a 200 psi[ cita requerida] (4 a 13.6 atmósferas). La contención es la última barrera de un escape radiactivo, siendo la primera barrera la propia cerámica de la que está construido el combustible, la segunda las vainas metálicas que revisten este combustible y la tercera la vasija del reactor y el sistema de refrigeración.

Diseño

El edificio de contención suele ser una estructura de acero estanca que encierra el reactor y que está aislada de la atmósfera exterior. Puede utilizarse solo el acero o junto al blindaje de hormigón. En los Estados Unidos, el diseño y grosor de la contención y del blindaje de hormigón se rige por las reglamentaciones federales (10 CFR 50.55a).[1]

Edificios de contención inacabados de Lemóniz I y II

Durante el funcionamiento normal, la contención está sellada y el acceso se realiza a través de compuertas similares a los usados en los buques. La temperatura del aire y la radiación del núcleo limitan el tiempo que las personas pueden permanecer dentro de la contención cuando la planta está funcionando a plena potencia. La contención está diseñada para aislar y contener completamente una fusión del núcleo, situándose en el peor caso posible denominado accidente base de diseño. Aunque existen sistemas redundantes que previenen una posible fusión, se asume por principio que este pudiera suceder, condicionando las características de la contención. Para su diseño se considera una rotura de las tuberías de la vasija del reactor, que provocarían un accidente por perdida de refrigerante (LOCA) donde el agua del interior de la vasija del reactor escaparía al interior de la contención evaporándose. El aumento de la presión que este accidente provocaría en el interior de la contención dispararía los rociadores de la contención para condensar ese vapor y de esta forma reducir la presión en el interior de la misma. Muy poco tiempo después de la rotura se iniciaría un apagado rápido del reactor (SCRAM). Los sistemas de seguridad cerrarían las líneas no esenciales dentro de la contención sellada mediante el cierre de las válvulas de aislamiento. Rápidamente se accionarían los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo para enfriar el combustible y evitar de esta forma su fusión. La secuencia exacta de estos eventos depende del diseño del reactor. Para un esta presentación.

En Estados Unidos y en los reactores cuyo diseño es estadounidense como en España o [1]