Corium , también llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión. Consiste en:
- mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,
- productos de fisión,
- barras de control,
- materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacción química con aire, agua y vapor,
- y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormigón fundido del suelo de la sala del reactor.
Si la temperatura alcanza el punto de fusión del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del núcleo. Debido a la formación de los líquidos eutécticos , la temperatura de fusión puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusión del UO2 (3100 K). El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce dióxido de circonio e hidrógeno.. La producción de hidrógeno es un peligro importante en los accidentes de reactores. A medida que aumenta la masa fundida eutéctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el núcleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del núcleo. En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza. En última instancia, la degradación puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el núcleo simultáneamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formación de un charco de corium o un lecho de escombros.
En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza. Si no hay suministro de agua adicional y la configuración de los escombros es tal que no se puede enfriar de manera efectiva, la temperatura de los materiales aumenta gradualmente hasta alcanzar el punto de fusión de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior. En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el daño se limita al reactor mismo. Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a través de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presión dentro de la vasija del reactor.
Sin embargo, la inundación del núcleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones. Los siguientes fenómenos pueden ocurrir durante una nueva inundación:
- generación masiva de vapor, con producción de hidrógeno y aumento del reactor
- presión del sistema de refrigerante;
- explosión de vapor a través de la interacción agua-corium;
- continuación de la fusión del núcleo, a pesar de la entrada de agua;
- liberación más rápida de productos de fisión.
En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusión del núcleo, el corium resultante de esta fusión del núcleo y la fusión de las estructuras internas se derramará sobre la base del pozo del reactor. La interacción núcleo fundido-concreto (MCCI) se trata como uno de los fenómenos importantes que pueden conducir a la falla tardía de la contención por penetración de la base en un hipotético accidente severo de reactores de agua ligera (LWR). El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegración que se genera dentro de la masa fundida por la desintegración radiactiva de los productos de fisión. Obviamente, la progresión de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contención, la última barrera de los productos de fisión.
Retención en el recipiente
En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de un accidente nuclear severo, uno de los principales desafíos asociados es la retención del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presión del Reactor (RPV). . Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior. La retención en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando así fallas estructurales por ruptura por fluencia. Esta estrategia se denomina retención en el recipiente.(IVR). En el caso de la estrategia de retención en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium esté rodeada por una costra de óxido, que estará en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente. La aplicación de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detección de la fusión del núcleo y la falla del cabezal inferior.
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