El accidente por fusión del núcleo del reactor es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusión de parte del combustible en el núcleo del reactor. Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar. Hay muchas y muchas barreras que deben romperse. Especialmente, la falla común (generalmente 3×100%) del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir después de un accidente de pérdida severa de refrigerante.
Este tipo de accidente se conoce bajo el término de fusión nuclear ( fusión del núcleo), pero esto no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica ni por la Comisión Reguladora Nuclear. El accidente de fusión del núcleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado daños en el núcleo por sobrecalentamiento. Ocurre cuando el calor generado por un reactor nuclear excede el calor eliminado por los sistemas de enfriamiento hasta el punto en que al menos un elemento de combustible nuclear excede su punto de fusión. El calor que causa la fusión de un reactor puede provenir de la reacción en cadena nuclear, pero más comúnmente el calor de descomposición de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.
Si el núcleo del reactor permanece seco durante un período de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradación significativa e irreversible del núcleo. Los mecanismos de esta degradación son tanto químicos como mecánicos. Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradación puede resultar en una producción de hidrógeno más o menos severa, liberación de producto de fisión (FP) y formación y propagación de corium fundido hacia la cabeza inferior.
Referencia especial: Accidentes de fusión de núcleos de reactores de energía nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.
Fusión de combustible nuclear
La conductividad térmica del dióxido de uranio es muy baja en comparación con el uranio metálico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio. La conductividad térmica es uno de los parámetros que determinan la temperatura de la línea central del combustible . Esta baja conductividad térmica puede provocar un sobrecalentamiento localizado en la línea central del combustible y, por lo tanto, debe evitarse este sobrecalentamiento. El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la tasa de calor lineal máxima (LHR) en estado estable o el factor de canal caliente de flujo de calor – F Q (z) por debajo del nivel en el que se produce la fusión de la línea central del combustible. La expansión de la pastilla de combustible tras la fusión de la línea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.
Aunque el punto de fusión del UO2 está por encima de los 2800 ° C , el combustible suele funcionar a temperaturas máximas de la línea central mucho más bajas (menos de 1400 ° C). Esto proporciona suficiente margen para la fusión del combustible y la pérdida de la integridad del combustible. En general, también se debe excluir la fusión del combustible en los accidentes de condición III y IV. Pero el desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 eleva el problema de seguridad de las centrales nucleares a un nuevo nivel en el mundo. Es difícil predecir estos eventos y todos los demás más allá de los accidentes de base de diseño y prepararse para ellos debido a su extrema rareza. En estas circunstancias poco frecuentes, es posible que la planta no pueda operar de manera segura. La reducción del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastróficas como derrumbes
En caso de fusión del combustible nuclear, es necesario distinguir en qué caso se alcanza la temperatura de fusión del combustible. El derretimiento del combustible puede ocurrir:
- La varilla de combustible lenta domina. En el caso de un aumento en la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparación con la tasa de transferencia de calor a través del combustible, la fusión se produce solo a escala local.
- Pérdida del último disipador de calor. En caso de pérdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius más alta que la temperatura del revestimiento.
- Accidentes RIA. En estos accidentes, la deposición grande y rápida de energía en el combustible puede resultar en la fusión, fragmentación y dispersión del combustible.
Corium
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.
Oxidación de vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio
A altas temperaturas , la reacción exotérmica de las aleaciones a base de Zr con el vapor es mucho más intensa y peligrosa para la seguridad de las centrales nucleares durante accidentes como un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El principal problema de la oxidación a alta temperatura es que el revestimiento de circonio reacciona rápidamente con el vapor de agua a alta temperatura. La cinética de oxidación de las aleaciones de circonio relevantes parece ser parabólica en el rango de temperatura de 1000-1500 ° C para muchas aleaciones basadas en Zr. Por encima de 1577 ° C, la capa de óxido se transforma de tetragonal a cúbica y la tasa de oxidación incluso aumenta. Además, la oxidación del circonio por el agua va acompañada de la liberación de gas hidrógeno.. Esta oxidación se acelera a altas temperaturas, por ejemplo, dentro de un núcleo de reactor si los conjuntos combustibles ya no están completamente cubiertos por agua líquida y no están suficientemente refrigerados. Luego, el circonio metálico se oxida mediante agua / vapor para formar gas hidrógeno de acuerdo con la siguiente reacción redox:
Zr + 2H 2 O → ZrO 2 + 2H 2 (Q = 190 kJ / mol; Baker y Just)
Ver también: Oxidación con vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio
Edificio de contención
El edificio de contención está diseñado principalmente para prevenir o mitigar la liberación incontrolada de material radiactivo al medio ambiente en estados operativos y en condiciones de accidente. Por tanto, se considera la cuarta y última barrera en la estrategia de Defensa en profundidad .
Si bien la contención juega un papel crucial en accidentes de base de diseño o en condiciones de extensión de diseño, está «solo» diseñada para condensar el vapor del refrigerante primario y contenerlo dentro del edificio.
En caso de accidentes de base de diseño, como el accidente de pérdida de refrigerante por rotura grande (LBLOCA), el aumento de presión suele ser significativo y los sistemas de contención activos (sistemas de supresión de presión ) deben estar disponibles para mantener la integridad (para mantener la presión y la temperatura). bajo ciertos límites) del edificio de contención.
Ver también: Edificio de contención
Ver también: Mitigación de hidrógeno
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