{"id":111758,"date":"2021-07-25T23:37:22","date_gmt":"2021-07-25T22:37:22","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-es-el-accidente-de-fusion-del-nucleo-del-reactor-definicion\/"},"modified":"2021-09-14T10:06:55","modified_gmt":"2021-09-14T09:06:55","slug":"que-es-el-accidente-de-fusion-del-nucleo-del-reactor-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/es\/que-es-el-accidente-de-fusion-del-nucleo-del-reactor-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es el accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\"> El accidente por fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor es un evento o secuencia de eventos que resulta en la fusi\u00f3n de parte del combustible en el n\u00facleo del reactor. Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar. Hay muchas y muchas barreras que deben romperse. <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><strong>El accidente por fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor<\/strong>\u00a0es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusi\u00f3n de parte del combustible en el n\u00facleo del reactor.\u00a0Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar.\u00a0Hay muchas y muchas barreras que deben romperse.\u00a0Especialmente, la falla com\u00fan (generalmente 3&#215;100%) del Sistema de enfriamiento del n\u00facleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir despu\u00e9s de un accidente de p\u00e9rdida severa de refrigerante.<\/p>\n<p>Este tipo de accidente se conoce bajo el t\u00e9rmino de\u00a0<strong>fusi\u00f3n nuclear<\/strong>\u00a0(\u00a0<strong>fusi\u00f3n del<\/strong>\u00a0n\u00facleo), pero esto no est\u00e1 definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energ\u00eda At\u00f3mica ni por la Comisi\u00f3n Reguladora Nuclear.\u00a0El accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado da\u00f1os en el n\u00facleo por sobrecalentamiento.\u00a0Ocurre 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 fusi\u00f3n.\u00a0El calor que causa la fusi\u00f3n de un reactor puede provenir de la reacci\u00f3n en cadena nuclear, pero m\u00e1s com\u00fanmente el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\">calor<\/a>\u00a0de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\">descomposici\u00f3n<\/a>\u00a0de los productos de fisi\u00f3n contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.<\/p>\n<p>Si el n\u00facleo del reactor permanece seco durante un per\u00edodo de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradaci\u00f3n significativa e irreversible del n\u00facleo.\u00a0Los mecanismos de esta degradaci\u00f3n son tanto qu\u00edmicos como mec\u00e1nicos.\u00a0Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradaci\u00f3n puede resultar en una producci\u00f3n de hidr\u00f3geno m\u00e1s o menos severa, liberaci\u00f3n de producto de fisi\u00f3n (FP) y formaci\u00f3n y propagaci\u00f3n de corium fundido hacia la cabeza inferior.<\/p>\n<p>Referencia especial: Accidentes de fusi\u00f3n de n\u00facleos de reactores de energ\u00eda nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.<\/p>\n<h2>Fusi\u00f3n de combustible nuclear<\/h2>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-30656\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/Fuel-assembly-and-materials-min-140x1024.png\" alt=\"\" width=\"132\" height=\"965\" \/>La\u00a0\u00a0<strong>conductividad t\u00e9rmica\u00a0<\/strong>\u00a0del\u00a0<strong>\u00a0di\u00f3xido<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>uranio<\/strong>\u00a0\u00a0es muy baja en comparaci\u00f3n con el uranio met\u00e1lico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio.\u00a0La conductividad t\u00e9rmica es uno de los par\u00e1metros que determinan la\u00a0<strong>temperatura de la l\u00ednea central<\/strong>\u00a0del\u00a0\u00a0<strong>combustible<\/strong>\u00a0.\u00a0Esta baja conductividad t\u00e9rmica puede provocar un sobrecalentamiento localizado en la l\u00ednea central del combustible y, por lo tanto, debe evitarse este sobrecalentamiento.\u00a0El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la\u00a0<strong>tasa de calor lineal m\u00e1xima<\/strong>\u00a0\u00a0(LHR) en\u00a0estado estable\u00a0\u00a0o el\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/normal-operation-reactor-control\/heat-flux-hot-channel-factor-fqz\/\">factor de canal caliente de flujo de calor &#8211; F\u00a0<sub>Q<\/sub>\u00a0(z)<\/a>\u00a0por debajo del nivel en el que se produce la fusi\u00f3n de la l\u00ednea central del combustible.\u00a0La expansi\u00f3n de la pastilla de combustible tras la fusi\u00f3n de la l\u00ednea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.<\/p>\n<p>Aunque el punto de fusi\u00f3n del UO2 est\u00e1 por encima de los\u00a0<strong>2800 \u00b0 C<\/strong> , el combustible suele funcionar a temperaturas m\u00e1ximas de la l\u00ednea central mucho m\u00e1s bajas (menos de 1400 \u00b0 C).\u00a0Esto proporciona suficiente margen para la fusi\u00f3n del combustible y la p\u00e9rdida de la integridad del combustible.\u00a0En general, tambi\u00e9n se debe excluir la fusi\u00f3n del combustible en los accidentes de condici\u00f3n III y IV.\u00a0Pero el desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 eleva el problema de seguridad de las centrales nucleares a un nuevo nivel en el mundo.\u00a0Es dif\u00edcil predecir estos eventos y todos los dem\u00e1s m\u00e1s all\u00e1 de los accidentes de base de dise\u00f1o y prepararse para ellos debido a su extrema rareza.\u00a0En estas circunstancias poco frecuentes, es posible que la planta no pueda operar de manera segura.\u00a0La reducci\u00f3n del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastr\u00f3ficas como derrumbes<\/p>\n<p>En caso de fusi\u00f3n del combustible nuclear, es necesario distinguir en qu\u00e9 caso se alcanza la temperatura de fusi\u00f3n del combustible.\u00a0El derretimiento del combustible puede ocurrir:<\/p>\n<ul>\n<li>La varilla de combustible lenta domina.\u00a0En el caso de un aumento en la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparaci\u00f3n con la tasa de transferencia de calor a trav\u00e9s del combustible, la fusi\u00f3n se produce solo a escala local.<\/li>\n<li>P\u00e9rdida del \u00faltimo disipador de calor.\u00a0En caso de p\u00e9rdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius m\u00e1s alta que la temperatura del revestimiento.<\/li>\n<li>Accidentes RIA.\u00a0En estos accidentes, la deposici\u00f3n grande y r\u00e1pida de energ\u00eda en el combustible puede resultar en la fusi\u00f3n, fragmentaci\u00f3n y dispersi\u00f3n del combustible.<\/li>\n<\/ul>\n<h2>Corium<\/h2>\n<p><strong>Corium<\/strong>\u00a0, tambi\u00e9n llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el n\u00facleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusi\u00f3n.\u00a0Consiste en:<\/p>\n<ul>\n<li>mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,<\/li>\n<li>productos de fisi\u00f3n,<\/li>\n<li>barras de control,<\/li>\n<li>materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacci\u00f3n qu\u00edmica con aire, agua y vapor,<\/li>\n<li>y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormig\u00f3n fundido del suelo de la sala del reactor.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Si la temperatura alcanza el punto de fusi\u00f3n del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del n\u00facleo.\u00a0Debido a la formaci\u00f3n de los\u00a0<strong>l\u00edquidos eut\u00e9cticos<\/strong>\u00a0, la temperatura de fusi\u00f3n puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusi\u00f3n del UO2 (3100 K).\u00a0El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce\u00a0<strong>di\u00f3xido de circonio<\/strong>\u00a0e\u00a0<strong>hidr\u00f3geno.<\/strong>.\u00a0La producci\u00f3n de hidr\u00f3geno es un peligro importante en los accidentes de reactores.\u00a0A medida que aumenta la masa fundida eut\u00e9ctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el n\u00facleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del n\u00facleo.\u00a0En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza.\u00a0En \u00faltima instancia, la degradaci\u00f3n puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el n\u00facleo simult\u00e1neamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formaci\u00f3n de un charco de corium o un lecho de escombros.<\/p>\n<p>En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza.\u00a0Si no hay suministro de agua adicional y la configuraci\u00f3n 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 fusi\u00f3n de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior.\u00a0En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el da\u00f1o se limita al reactor mismo.\u00a0Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a trav\u00e9s de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presi\u00f3n dentro de la vasija del reactor.<\/p>\n<p>Sin embargo, la inundaci\u00f3n del n\u00facleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones.\u00a0Los siguientes fen\u00f3menos pueden ocurrir durante una nueva inundaci\u00f3n:<\/p>\n<ul>\n<li>generaci\u00f3n masiva de vapor, con producci\u00f3n de hidr\u00f3geno y aumento del reactor<\/li>\n<li>presi\u00f3n del sistema de refrigerante;<\/li>\n<li>explosi\u00f3n de vapor a trav\u00e9s de la interacci\u00f3n agua-corium;<\/li>\n<li>continuaci\u00f3n de la fusi\u00f3n del n\u00facleo, a pesar de la entrada de agua;<\/li>\n<li>liberaci\u00f3n m\u00e1s r\u00e1pida de productos de fisi\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<p>En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo, el corium resultante de esta fusi\u00f3n del n\u00facleo y la fusi\u00f3n de las estructuras internas se derramar\u00e1 sobre la base del pozo del reactor.\u00a0La\u00a0<strong>interacci\u00f3n n\u00facleo fundido-concreto<\/strong>\u00a0(MCCI) se trata como uno de los fen\u00f3menos importantes que pueden conducir a la falla tard\u00eda de la contenci\u00f3n por penetraci\u00f3n de la base en un hipot\u00e9tico accidente severo de reactores de agua ligera (LWR).\u00a0El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegraci\u00f3n que se genera dentro de la masa fundida por la desintegraci\u00f3n radiactiva de los productos de fisi\u00f3n.\u00a0Obviamente, la progresi\u00f3n de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contenci\u00f3n, la \u00faltima barrera de los productos de fisi\u00f3n.<\/p>\n<h2>Retenci\u00f3n en el recipiente<\/h2>\n<p>En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de un accidente nuclear severo, uno de los principales desaf\u00edos asociados es la retenci\u00f3n del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presi\u00f3n del Reactor (RPV). .\u00a0Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior.\u00a0La retenci\u00f3n en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando as\u00ed fallas estructurales por ruptura por fluencia.\u00a0Esta estrategia se denomina\u00a0<strong>retenci\u00f3n en el recipiente.<\/strong>(IVR).\u00a0En el caso de la estrategia de retenci\u00f3n en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium est\u00e9 rodeada por una costra de \u00f3xido, que estar\u00e1 en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente.\u00a0La aplicaci\u00f3n de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detecci\u00f3n de la fusi\u00f3n del n\u00facleo y la falla del cabezal inferior.<\/p>\n<h2>Oxidaci\u00f3n de vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio<\/h2>\n<p><strong>A altas temperaturas<\/strong>\u00a0, la reacci\u00f3n exot\u00e9rmica de las aleaciones a base de Zr con el vapor es mucho m\u00e1s intensa y peligrosa para la seguridad de las centrales nucleares durante accidentes como un accidente por p\u00e9rdida de refrigerante (LOCA).\u00a0El principal problema de la oxidaci\u00f3n a alta temperatura es que el revestimiento de circonio reacciona r\u00e1pidamente con el vapor de agua a alta temperatura.\u00a0La cin\u00e9tica de oxidaci\u00f3n de las aleaciones de circonio relevantes parece ser\u00a0\u00a0<strong>parab\u00f3lica<\/strong>\u00a0\u00a0en el rango de temperatura de\u00a0\u00a0<strong>1000-1500 \u00b0 C<\/strong>\u00a0\u00a0para muchas aleaciones basadas en Zr.\u00a0Por encima de 1577 \u00b0 C, la capa de \u00f3xido se transforma de tetragonal a c\u00fabica y la tasa de oxidaci\u00f3n incluso aumenta.\u00a0Adem\u00e1s, la oxidaci\u00f3n del circonio por el agua va acompa\u00f1ada de la\u00a0\u00a0<strong>liberaci\u00f3n de gas hidr\u00f3geno.<\/strong>.\u00a0Esta oxidaci\u00f3n se acelera a altas temperaturas, por ejemplo, dentro de un n\u00facleo de reactor si los conjuntos combustibles ya no est\u00e1n completamente cubiertos por agua l\u00edquida y no est\u00e1n suficientemente refrigerados.\u00a0Luego, el circonio met\u00e1lico se oxida mediante agua \/ vapor para formar gas hidr\u00f3geno de acuerdo con la siguiente reacci\u00f3n redox:<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>Zr + 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0O \u2192 ZrO\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0\u00a0+ 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0\u00a0\u00a0 (Q = 190 kJ \/ mol; Baker y Just)<\/strong><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/high-temperature-steam-oxidation-of-zirconium-alloys\/\">Oxidaci\u00f3n con vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio<\/a><\/p>\n<h2>Edificio de contenci\u00f3n<\/h2>\n<p>El edificio de contenci\u00f3n est\u00e1 dise\u00f1ado principalmente para prevenir o mitigar la liberaci\u00f3n incontrolada de material radiactivo al medio ambiente en estados operativos y en condiciones de accidente.\u00a0Por tanto, se considera la\u00a0\u00a0<strong>cuarta y \u00faltima barrera<\/strong>\u00a0\u00a0en la\u00a0\u00a0estrategia de\u00a0<strong>Defensa en profundidad\u00a0<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<p>Si bien la contenci\u00f3n juega un papel crucial en accidentes de base de dise\u00f1o o en condiciones de extensi\u00f3n de dise\u00f1o, est\u00e1 \u00absolo\u00bb dise\u00f1ada\u00a0<strong>\u00a0para condensar el vapor<\/strong>\u00a0\u00a0del refrigerante primario y\u00a0\u00a0<strong>contenerlo dentro<\/strong>\u00a0\u00a0del edificio.<\/p>\n<p>En caso de accidentes de base de dise\u00f1o, como el accidente de p\u00e9rdida de refrigerante por rotura grande (LBLOCA), el aumento de presi\u00f3n suele ser significativo y los sistemas de contenci\u00f3n activos (sistemas\u00a0<strong>de supresi\u00f3n de presi\u00f3n<\/strong>\u00a0) deben estar disponibles para mantener la integridad (para mantener la presi\u00f3n y la temperatura). bajo ciertos l\u00edmites) del edificio de contenci\u00f3n.<\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/containment-building\/\">Edificio de contenci\u00f3n<\/a><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/containment-building\/hydrogen-mitigation-power-reactors\/\">Mitigaci\u00f3n de hidr\u00f3geno<\/a><\/p>\n<\/div><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-accordion su-u-trim\"> <div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>Referencias:<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\">\n<p>Ciencia de los Materiales:<\/p>\n<ol>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 1 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>William D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Ciencia e Ingenier\u00eda de Materiales: Introducci\u00f3n 9\u00aa Edici\u00f3n, Wiley;\u00a09a edici\u00f3n (4 de diciembre de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.<\/li>\n<li>Eberhart, Mark (2003).\u00a0Por qu\u00e9 se rompen las cosas: entender el mundo a trav\u00e9s de la forma en que se desmorona.\u00a0Armon\u00eda.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<\/li>\n<li>Gaskell, David R. (1995).\u00a0Introducci\u00f3n a la Termodin\u00e1mica de Materiales (4\u00aa ed.).\u00a0Taylor y Francis Publishing.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<\/li>\n<li>Gonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. y Mancini, HL (2004).\u00a0Introducci\u00f3n a la ciencia de los materiales.\u00a0Prensa de la Universidad de Princeton.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<\/li>\n<li>Ashby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Materiales: ingenier\u00eda, ciencia, procesamiento y dise\u00f1o (1\u00aa ed.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<\/li>\n<li>JR Lamarsh, AJ Baratta, Introducci\u00f3n a la ingenier\u00eda nuclear, 3d ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.<\/li>\n<\/ol>\n<\/div><\/div> <\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <\/div><\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p>Ver arriba:<br \/>\nProblemas de materiales <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/ style =\" class=\"su-button su-button-style-default\" style=\"color:#FFFFFF;background-color:#2D89EF;border-color:#246ec0;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px\" target=\"_self\"><span style=\"color:#FFFFFF;padding:7px 20px;font-size:16px;line-height:24px;border-color:#6cadf4;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px;text-shadow:0px 0px 0px # 000000;-moz-text-shadow:0px 0px 0px # 000000;-webkit-text-shadow:0px 0px 0px # 000000\"><i class=\"sui sui-link\" style=\"font-size:16px;color:# 5d5d5d\"><\/i>  <\/span><\/a> <\/p><\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0<strong>Reactor Core Melt Accident<\/strong>\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0<strong>danos un me gusta<\/strong>\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0Reactor Core Melt Accident\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0danos un me gusta\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>\u00bfQu\u00e9 es el accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor? 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