b'\n_START_ARTICLE_\nSeguridad nuclear pasiva\n_START_PARAGRAPH_\nSeguridad nuclear pasiva es una caracter\xc3\xadstica de seguridad de un reactor nuclear que no requiere acciones de un operador o retroalimentaci\xc3\xb3n electr\xc3\xb3nica para apagar en forma segura un reactor nuclear en el caso de que un tipo particular de emergencia (usualmente sobrecalentamiento por resultado de una p\xc3\xa9rdida de refrigerante o un corte del flujo de refrigeraci\xc3\xb3n) ocurra. Tal tipo de reactores tienden a confiar m\xc3\xa1s en la ingeniera de componentes dise\xc3\xb1ados de tal forma que el comportamiento pronosticado de acuerdo a las leyes conocidas de la f\xc3\xadsica desacelerar\xc3\xa1n, m\xc3\xa1s que acelerar, la reacci\xc3\xb3n nuclear cuando se d\xc3\xa9 un incidente del tipo mencionado anteriormente. Esto es en contraste de algunos dise\xc3\xb1os de reactor m\xc3\xa1s antiguos, donde la tendencia natural es hacia la aceleraci\xc3\xb3n de la reacci\xc3\xb3n nuclear como resultado del incremento de la temperatura, de tal forma que se requer\xc3\xada una retroalimentaci\xc3\xb3n electr\xc3\xb3nica o la intervenci\xc3\xb3n de un operador para prevenir el da\xc3\xb1o al reactor.\n_START_SECTION_\nEjemplos de seguridad pasiva en operaci\xc3\xb3n\n_START_PARAGRAPH_\nLos sistemas de seguridad tradicionales para reactores son activos en el sentido de que ellos requieren operaci\xc3\xb3n el\xc3\xa9ctrica o mec\xc3\xa1nica de los sistemas de comando (por ejemplo, bombas de agua de alta presi\xc3\xb3n). Pero algunos sistemas de reactores ideados operan enteramente en forma pasiva, por ejemplo, usando v\xc3\xa1lvulas de alivio de presi\xc3\xb3n para manejar la sobrepresi\xc3\xb3n. Pero a\xc3\xban se requieren de sistemas redundantes paralelos. La seguridad inherente y pasiva combinada depende solo de los fen\xc3\xb3menos f\xc3\xadsicos tales como los diferenciales de presi\xc3\xb3n, convecci\xc3\xb3n, gravedad o la respuesta natural de los materiales a las altas temperaturas para desacelerar o apagar la reacci\xc3\xb3n, no en el funcionamiento de componentes dise\xc3\xb1ados tales como bombas de agua de alta presi\xc3\xb3n._NEWLINE_Los actuales reactores de agua presurizada y reactores de agua en ebullici\xc3\xb3n son sistemas que han sido dise\xc3\xb1ados con una clase de caracter\xc3\xadstica de seguridad pasiva. En el caso de una condici\xc3\xb3n de potencia excesiva, cuando el agua en el n\xc3\xbacleo del reactor nuclear hierve, se forman bolsillos de vapor. Estos vac\xc3\xados de vapor moderan menos neutrones, causando que el nivel de potencia al interior del reactor disminuya. Los experimentos BORAX y el accidente de fusi\xc3\xb3n de n\xc3\xbacleo SL-1 probaron este principio._NEWLINE_Un dise\xc3\xb1o de reactor cuyos procesos son inherentemente seguros proporciona un componente de seguridad pasivo durante una condici\xc3\xb3n de falla espec\xc3\xadfica en todos los modos operacionales usualmente es descrito como relativamente a prueba de fallos para esa condici\xc3\xb3n de falla espec\xc3\xadfica.\xe2\x80\x8b Sin embargo la mayor parte de los actuales reactores refrigerados y moderados por agua, cuando son parados de emergencia, no pueden remover el calor por desintegraci\xc3\xb3n y la producci\xc3\xb3n residual de calor sin ambos procesos de transferencia de calor o sin el sistema de refrigeraci\xc3\xb3n activo. En otras palabras, mientras que el proceso inherentemente seguro proporciona un componente de seguridad pasiva previniendo el calor excesivo durante el modo operacional "Encendido", el mismo proceso de transferencia de calor inherentemente seguro no proporciona un componente de seguridad pasiva en el modo operacional de Apagado (SCRAM). El accidente de Three Mile Island expuso esta deficiencia de dise\xc3\xb1o: el reactor y el generador de vapor estaban Apagados pero con la p\xc3\xa9rdida del refrigerante a\xc3\xban sufri\xc3\xb3 una fusi\xc3\xb3n de n\xc3\xbacleo parcial.\xe2\x80\x8b_NEWLINE_Los dise\xc3\xb1os de  tercera generaci\xc3\xb3n mejoran los dise\xc3\xb1os anteriores al incorporar caracter\xc3\xadsticas de seguridad pasiva o inherente\xe2\x80\x8b que no requieren controles activos o intervenci\xc3\xb3n operacional (humana) para evitar los accidentes en el caso de un malfuncionamiento, y pueden descansar en diferenciales de presi\xc3\xb3n, gravedad, convecci\xc3\xb3n natural o la respuesta natural de los materiales al ser sometidos a altas temperaturas._NEWLINE_En algunos dise\xc3\xb1os el n\xc3\xbacleo de un reactor reproductor r\xc3\xa1pido est\xc3\xa1 sumergido en una piscina de metal l\xc3\xadquido. Si el reactor se sobrecalienta, la expansi\xc3\xb3n termal del combustible met\xc3\xa1lico y el revestimiento causan que m\xc3\xa1s neutrones escapen del n\xc3\xbacleo, y la reacci\xc3\xb3n en cadena nuclear ya no se puede m\xc3\xa1s. La gran masa de metal l\xc3\xadquido tambi\xc3\xa9n act\xc3\xbaa como un disipador de calor capaz de absorber el calor por desintegraci\xc3\xb3n del n\xc3\xbacleo, incluso si el sistema de refrigeraci\xc3\xb3n normal fallara._NEWLINE_El reactor modular de lecho de bolas es un ejemplo de un reactor que exhibe un proceso inherentemente seguro y que tambi\xc3\xa9n es capaz de proporcionar un componente de seguridad pasiva para todos los modos operacionales. A medida de que la temperatura del combustible se eleva, el incremento del ensanchamiento Doppler eleva la probabilidad de que los neutrones sean capturados por los \xc3\xa1tomos de U-238. Esto reduce las posibilidades de que los neutrones sean capturados por los \xc3\xa1tomos de U-235 y as\xc3\xad inicien una fisi\xc3\xb3n, de esa forma se reduce la potencia de salida del reactor y coloca un l\xc3\xadmite superior inherente a la temperatura que puede alcanzar el combustible. La geometr\xc3\xada y el dise\xc3\xb1o de las bolas de combustible proporcionan un importante componente de seguridad pasiva._NEWLINE_Los reactores de sales fundidas de fluoruro de un \xc3\xbanico fluido se caracterizan por radiois\xc3\xb3topos fisibles, f\xc3\xa9rtiles y act\xc3\xadnidos en enlaces moleculares con el refrigerante de fluoruro. Los enlaces moleculares proporcionan una caracter\xc3\xadstica de seguridad pasiva ya que el evento de p\xc3\xa9rdida de refrigerante corresponde a un evento de p\xc3\xa9rdida de combustible. El combustible de fluoruro fundido no puede alcanzar por s\xc3\xad mismo la criticidad ya que s\xc3\xb3lo la puede alcanzar mediante la adici\xc3\xb3n de un reflector de neutrones tal como el grafito pirol\xc3\xadtico. La densidad m\xc3\xa1s alta del combustible\xe2\x80\x8b junto con la densidad m\xc3\xa1s baja adicional del refrigerante de fluoruro FLiBe sin el combustible proporciona una capa de flotaci\xc3\xb3n que es un componente de seguridad pasiva en el que el grafito de densidad m\xc3\xa1s baja que se fragmenta desde las varillas de control o una matriz de inmersi\xc3\xb3n durante una falla mec\xc3\xa1nica no inducen criticidad. El drenaje por gravedad de los l\xc3\xadquidos del reactor proporciona un componente de seguridad pasiva._NEWLINE_Algunos reactores, tales como las variantes de metal l\xc3\xadquido y de sales fundidas, usan como combustible el torio-232 que es m\xc3\xa1s abundante en la naturaleza que los is\xc3\xb3topos de uranio y no requiere de enriquecimiento. La dificultad del enriquecimiento en el ciclo del combustible del uranio proporciona un componente de seguridad pasiva contra la proliferaci\xc3\xb3n nuclear. La captura de neutrones del torio-232 reproduce tanto el uranio-233 fisible y cantidades de traza de uranio-232 por efecto de derribo de neutrones. La secci\xc3\xb3n transversal neutr\xc3\xb3nica y los productos de la desintegraci\xc3\xb3n del Uranio-232 complican los dise\xc3\xb1os y da\xc3\xb1an a los componentes electr\xc3\xb3nicos si se usan para construir un arma nuclear, aunque la Operaci\xc3\xb3n Teapot demostr\xc3\xb3 su plausibilidad. Actualmente se cree que no es posible la aislaci\xc3\xb3n del Uranio-233 a partir del Uranio-232, proporcionando un componente de seguridad pasiva parcial contra la proliferaci\xc3\xb3n nuclear._NEWLINE_Los reactores del tipo piscina de baja potencia tales como el SLOWPOKE y el TRIGA han sido licenciados para una operaci\xc3\xb3n desatendida en ambientes de investigaci\xc3\xb3n debido a que en la medida que la temperatura del combustible de hidruro de aleaci\xc3\xb3n con uranio de bajo enriquecimiento (19,75% de U-235) se eleva, el enlace molecular del hidr\xc3\xb3geno en el combustible provoca que el calor sea transferido a los neutrones de la fisi\xc3\xb3n que son eyectados.\xe2\x80\x8b Esta deriva Doppler o endurecimiento del espectro\xe2\x80\x8b disipa el calor del combustible m\xc3\xa1s r\xc3\xa1pidamente a trav\xc3\xa9s de la piscina, que el incremento m\xc3\xa1s r\xc3\xa1pido de la temperatura del combustible asegurando de esta forma el r\xc3\xa1pido enfriamiento de este, mientras que se mantiene una temperatura del agua mucho m\xc3\xa1s baja que la del combustible. La transferencia de calor neutr\xc3\xb3n-hidr\xc3\xb3geno estimulada, autodispersante, de alta eficiencia mucho m\xc3\xa1s que la ineficiente transferencia de calor radiois\xc3\xb3topo-agua asegura que el combustible no se puede fundir solamente por un accidente. En las variantes de hidruro de aleaciones de uranio-zirconio, el combustible en s\xc3\xad  mismo es tambi\xc3\xa9n resistente a la corrosi\xc3\xb3n qu\xc3\xadmica asegurando un desempe\xc3\xb1o de seguridad sostenible de las mol\xc3\xa9culas de combustible durante su ciclo de vida. La gran cantidad de agua y el concreto que los rodean proporcionados por la piscina en que se encuentran los neutrones de alta energ\xc3\xada y que deben penetrar, aseguran que el proceso tiene un alto grado de seguridad intr\xc3\xadnseca. El n\xc3\xbacleo es visible a trav\xc3\xa9s de la piscina y las medidas de verificaci\xc3\xb3n pueden ser realizadas directamente en los elementos de combustible del n\xc3\xbacleo facilitando la vigilancia total y proporcionando seguridad contra la proliferaci\xc3\xb3n nuclear. Tanto las mol\xc3\xa9culas de combustible en s\xc3\xad mismas y la expansi\xc3\xb3n abierta de la piscina son componentes de seguridad pasiva. Las implementaciones de calidad de estos dise\xc3\xb1os son probablemente los reactores nucleares m\xc3\xa1s seguros.\n_START_SECTION_\nEjemplos de reactores que usan caracter\xc3\xadsticas de seguridad pasiva\n_START_PARAGRAPH_\nLa Unidad 2 de la central nuclear de Three Mile Island (TMI-2) fue incapaz de contener la fuga de aproximadamente 480 PBq de gases nobles radiactivos hacia el ambiente y de alrededor de 120 kL de agua de refrigeraci\xc3\xb3n contaminada radiactiva de escapar m\xc3\xa1s all\xc3\xa1 del contenimiento en un edificio cercano. La v\xc3\xa1lvula de alivio operado por piloto (en ingl\xc3\xa9s: Pilot-Operated Relief Valve, PORV) en la TMI-2 estaba dise\xc3\xb1ada para cerrarse autom\xc3\xa1ticamente despu\xc3\xa9s de aliviar la presi\xc3\xb3n excesiva al interior del reactor hacia un tanque de alivio. Sin embargo, la v\xc3\xa1lvula fall\xc3\xb3 mec\xc3\xa1nicamente causando que la PORV del tanque de alivio se llenara, y el diafragma de alivio eventualmente se rompi\xc3\xb3 e inund\xc3\xb3 el edificio de contenimiento.\xe2\x80\x8b Las bombas del sumidero del edificio de contenimiento autom\xc3\xa1ticamente sacaron el agua contaminada hacia el exterior del edificio.\xe2\x80\x8b Tanto una v\xc3\xa1lvula de alivio operada por piloto funcionando con un tanque de alivio como separadamente el edificio de contenimiento con sumidero proporcionaban dos capas de seguridad pasiva. Una v\xc3\xa1lvula de alivio no confiable neg\xc3\xb3 su seguridad pasiva de dise\xc3\xb1o. El dise\xc3\xb1o de la central ten\xc3\xada un \xc3\xbanico indicador de abierto/cerrado para la v\xc3\xa1lvula de alivio m\xc3\xa1s que indicadores de abierto y cerrado separados.\xe2\x80\x8b Esto convirti\xc3\xb3 que la confiabilidad mec\xc3\xa1nica de la v\xc3\xa1lvula de alivio no se pudiera determinar directamente, y por lo tanto no se pudiera determinar el estado de su seguridad pasiva. Las bombas del sumidero autom\xc3\xa1ticas y/o una insuficiente capacidad de contenimiento de sumidero negaron la seguridad pasiva de dise\xc3\xb1o del edificio de contenimiento._NEWLINE_Los reactores refrigerados por agua y moderados por grafito RBMK del desastre de la central nuclear de Chern\xc3\xb3bil estaban dise\xc3\xb1ados con un coeficiente de vac\xc3\xado positivo con varillas de control de boro con abrazaderas electromagn\xc3\xa9ticas para el control de la velocidad de reacci\xc3\xb3n. Al grado de que los sistemas de control eran confiables, este dise\xc3\xb1o ten\xc3\xada un correspondiente grado de seguridad inherente activa. El reactor no era seguro a bajos niveles de potencia ya que movimientos err\xc3\xb3neos de las varillas de control ten\xc3\xadan un efecto de magnificaci\xc3\xb3n contra intuitivo. El reactor 4 de Chern\xc3\xb3bil estaba construido con una gr\xc3\xbaa de control manual que manejaba las varillas de control de boro que ten\xc3\xadan las puntas con la substancia moderadora, el grafito, un reflector de neutrones. Estaba dise\xc3\xb1ado con un Sistema de Refrigeraci\xc3\xb3n de Emergencia del N\xc3\xbacleo (en ingl\xc3\xa9s: Emergency Core Cooling System, ECCS) que depend\xc3\xada de que estuviera operando la red el\xc3\xa9ctrica externa o un generador di\xc3\xa9sel de respaldo. El componente de seguridad del ECCS era definitivamente no pasivo. El dise\xc3\xb1o se caracterizaba por contenimiento parcial consistente de una losa de concreto arriba y abajo del reactor - con tuber\xc3\xadas y varillas que lo penetraban, un recipiente met\xc3\xa1lico lleno de gas inerte para mantener al ox\xc3\xadgeno alejado del grafito caliente refrigerado por agua, un techo a prueba de incendios, y las tuber\xc3\xadas bajo el recipiente selladas en cajas secundarias rellenas de agua. El techo, el recipiente met\xc3\xa1lico, las losas de concreto y las cajas de agua son ejemplos de componentes de seguridad pasiva. El techo en el complejo de la central nuclear de Chern\xc3\xb3bil estaba construido de bet\xc3\xban - de acuerdo al dise\xc3\xb1o - convirti\xc3\xa9ndole en inflamable. A diferencia del accidente de Three Mile Island, ni las losas de concreto ni el recipiente met\xc3\xa1lico contuvieron la explosi\xc3\xb3n de hidr\xc3\xb3geno producida por el vapor, grafito y ox\xc3\xadgeno. Las cajas de agua no pudieron sostener la falla a alta presi\xc3\xb3n de las tuber\xc3\xadas. Los componentes de seguridad pasiva como se dise\xc3\xb1aron eran inadecuados para cumplir los requerimientos de seguridad del sistema._NEWLINE_El reactor nuclear econ\xc3\xb3mico simplificado de agua en ebullici\xc3\xb3n (en ingl\xc3\xa9s: Economic Simplified Boiling Water Reactor, ESBWR) de General Electric Company, es un reactor de agua en ebullici\xc3\xb3n (en ingl\xc3\xa9s: Boiling Water Reactor, BWR) es un dise\xc3\xb1o que se ha informado que usa componentes de seguridad pasiva. En el evento de una p\xc3\xa9rdida de refrigerante, no se requiere de ninguna acci\xc3\xb3n por parte de un operador durante tres d\xc3\xadas.\xe2\x80\x8b_NEWLINE_El AP-1000 de Westinghouse Electric Company (donde "AP" es en ingl\xc3\xa9s "Advanced Passive" y en castellano "Pasivo Avanzado") es un dise\xc3\xb1o que se ha informado que usa componentes de seguridad pasiva. En el caso de un accidente, no se requiere de ninguna acci\xc3\xb3n por parte de un operador durante 72 horas.\xe2\x80\x8b_NEWLINE_El reactor r\xc3\xa1pido integral era un reactor reproductor r\xc3\xa1pido operado por el Argonne National Laboratory. Era un reactor refrigerado por sodio capaz de resistir tanto una p\xc3\xa9rdida del flujo (refrigerante) como la p\xc3\xa9rdida del disipador de calor sin realizar un procedimiento de apagado de emergencia. Esto fue demostrado a trav\xc3\xa9s de una serie de pruebas de seguridad en las cuales el reactor se apag\xc3\xb3 exitosamente sin intervenci\xc3\xb3n de alg\xc3\xban operador. El proyecto fue cancelado debido a preocupaciones respecto al control de la proliferaci\xc3\xb3n nuclear antes de que pudiera ser copiado en alg\xc3\xban otro lugar._NEWLINE_El reactor de sal fundida experimental era un reactor de sal fundida operado por el Oak Ridge National Laboratory. Era un reactor refrigerad por un sal de fluoruro en que las mol\xc3\xa9culas de combustible funcionaban tambi\xc3\xa9n como un refrigerante de sal de fluoruro fundida. Se caracterizaba por tener v\xc3\xa1lvulas congeladas termoqu\xc3\xadmicamente en las que la sal fundida era activamente enfriada al punto de congelaci\xc3\xb3n por aire en secciones aplanadas de tuber\xc3\xadas de sal Hastelloy-N para bloquear el flujo. Si el recipiente del reactor desarrollaba calor excesivo o si la energ\xc3\xada el\xc3\xa9ctrica para el aire de enfriamiento se cortaba, el combustible y el refrigerante  pod\xc3\xadan penetrar termoqu\xc3\xadmicamente las v\xc3\xa1lvulas hacia los tanques de drenaje alej\xc3\xa1ndose del reflector de neutrones convirti\xc3\xa9ndose en sub-cr\xc3\xadtico en el camino hacia un enfriamiento por agua pasivo o activo.\xe2\x80\x8b Durante las pruebas, se pudo observar que aproximadamente que el 6% - 10% de los 54\xc2\xa0Ci/d\xc3\xada (2,0\xc2\xa0TBq/d\xc3\xada) calculados de producci\xc3\xb3n de tritio se difund\xc3\xadan afuera del sistema de combustible hacia la c\xc3\xa9lula de atm\xc3\xb3sfera del contenimiento y otro 6% a 10% llegaban al aire a trav\xc3\xa9s dl sistema de remoci\xc3\xb3n de calor.\xe2\x80\x8b La inhalaci\xc3\xb3n de 70\xc2\xa0GBq de tritio es equivalente a la dosis de un humano adulto de 3 Sv\xe2\x80\x8b con la cual se espera que un 50% de los casos expuestos muera dentro de los siguientes 30 d\xc3\xadas. El componente de seguridad pasiva de enlace molecular de sal de fluoruro fall\xc3\xb3 en prevenir que producci\xc3\xb3n de tritio a partir de la fisi\xc3\xb3n y por lo tanto presentando un riesgo de proliferaci\xc3\xb3n nuclear. Los enlaces moleculares de la sal de fluoruro no previnieron que el tritio se fugara hacia el contenimiento._NEWLINE_El inventario de reactores BWR y PWR en operaci\xc3\xb3n dentro de los \xc3\xbaltimos diez a\xc3\xb1os en Estados Unidos han informado de 42 ocasiones un nivel de emisi\xc3\xb3n de tritio diario promedio cuatrimestral de m\xc3\xa1s de 22\xc2\xa0mCi/d\xc3\xada (70\xc2\xa0GBq/d\xc3\xada) de una central nuclear.\xe2\x80\x8b Durante el primer cuatrimestre del 2001 la Unidad 1 de Palo Verde liber\xc3\xb3 un promedio de 9\xc2\xa0Ci/d\xc3\xada (333\xc2\xa0GBq/d\xc3\xada) de gas de tritio.\xe2\x80\x8b El componente de seguridad pasivo del agua como un moderador de neutrones fall\xc3\xb3 en prevenir que un exceso de gas de tritio (hidr\xc3\xb3geno con 2 neutrones) se liberar\xc3\xa1 desde la central como gas para diluir en el aire y no en el agua como agua tritiada. La inhalaci\xc3\xb3n de tritio se aboserbe casi al doble de velocidad que el tritio ingerido.\xe2\x80\x8b'