O que é Acidente de Derretimento do Núcleo do Reator – Definição

Acidente de fusão do núcleo do reator é um evento ou sequência de eventos que resulta no derretimento de parte do combustível no núcleo do reator. Embora este evento seja muito improvável, não pode ser descartado. São muitas e muitas barreiras que precisam ser transpostas. Especialmente, a falha comum (geralmente 3×100%) do Sistema de Resfriamento Central de Emergência (ECCS) deve ocorrer após perda severa de acidente de refrigerante.

Este tipo de acidente é conhecido sob o termo fusão nuclear (derretimento do núcleo), mas isso não é definido oficialmente pela Agência Internacional de Energia Atômica ou pela Comissão Reguladora Nuclear. O acidente de derretimento do núcleo é um grave acidente de reator nuclear que resulta em danos ao núcleo por superaquecimento. Ocorre quando o calor gerado por um reator nuclear excede o calor removido pelos sistemas de resfriamento a ponto de pelo menos um elemento do combustível nuclear exceder seu ponto de fusão. O calor que causa a fusão de um reator pode se originar da reação nuclear em cadeia, mas mais comumente o calor de decaimento dos produtos de fissão contidos nas varetas de combustível é a fonte primária de calor.

Se o núcleo do reator permanecer seco por um período de tempo considerável, a temperatura das varetas de combustível aumenta e pode atingir localmente níveis que causam degradação significativa e irreversível do núcleo. Os mecanismos dessa degradação são químicos e mecânicos. Dependendo dos níveis de temperatura locais, a degradação pode resultar em produção de hidrogênio mais ou menos severa, liberação de produto de fissão (FP) e formação e propagação de cório fundido em direção à cabeça inferior.

Referência especial: Acidentes de derretimento do núcleo do reator de energia nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Derretimento de Combustível Nuclear

A condutividade térmica do dióxido de urânio é muito baixa quando comparada com urânio metálico, nitreto de urânio, carboneto de urânio e material de revestimento de zircônio. A condutividade térmica é um dos parâmetros que determinam a temperatura central do combustível. Essa baixa condutividade térmica pode resultar em superaquecimento localizado na linha central do combustível e, portanto, esse superaquecimento deve ser evitado. O superaquecimento do combustível é evitado mantendo a taxa de calor linear de pico (LHR) em estado estacionário ou o Fator de Canal Quente do Fluxo de Calor – F _Q (z) abaixo do nível em que ocorre o derretimento da linha central do combustível. A expansão do pellet de combustível após a fusão da linha central pode fazer com que o pellet estresse o revestimento a ponto de falhar.

Embora o ponto de fusão do UO2 seja superior a 2800 °C, o combustível geralmente é operado em temperaturas de pico muito mais baixas (menos de 1400 °C). Isso fornece margem suficiente para o derretimento do combustível e para a perda da integridade do combustível. Em geral, o derretimento de combustível deve ser excluído também para acidentes de condição III e IV. Mas o desastre nuclear de Fukushima Daiichi em 2011 eleva o problema de segurança das usinas nucleares a um novo nível no mundo. É difícil prever esses eventos e todos os outros acidentes fora do projeto e se preparar para eles devido à sua extrema raridade. Sob essas circunstâncias raras, a planta pode não ser capaz de operar com segurança. A redução na margem de segurança de uma planta pode causar falhas catastróficas, como colapsos

No caso de fusão de combustível nuclear, é necessário distinguir em qual evento a temperatura de fusão do combustível é atingida. O derretimento do combustível pode ocorrer:

• Dominação lenta da haste de combustível. No caso de um aumento no overpower do combustível que é lento em comparação com a taxa de transferência de calor através do combustível, a fusão ocorre apenas em escala local.
• Perda do dissipador de calor final. No caso de perda de refrigerante do reator, a potência da haste diminui, a temperatura do combustível é apenas algumas dezenas de graus Celsius acima da temperatura do revestimento.
• Acidentes RIA. Nesses acidentes, a grande e rápida deposição de energia no combustível pode resultar em derretimento, fragmentação e dispersão do combustível.

Corium

Corium, também chamado de material contendo combustível (FCM), é um material semelhante à lava criado no núcleo de um reator nuclear durante um acidente de fusão. Isso consiste de:

• mistura de combustível nuclear e revestimento de zircônio oxidado,
• produtos de fissão,
• hastes de controle,
• materiais estruturais das partes afetadas do reator, produtos de sua reação química com ar, água e vapor,
• e, no caso de rompimento do vaso do reator, concreto derretido do piso da sala do reator.

Se a temperatura atingir o ponto de fusão do UO2, o combustível degrada-se geralmente a partir do centro do núcleo. Devido à formação dos líquidos eutéticos, a temperatura de fusão pode ser várias centenas de graus abaixo do ponto de fusão do UO2 (3100 K). O zircônio do combustível clad, juntamente com outros metais, reage com a água e produz dióxido de zircônio e hidrogênio. A produção de hidrogênio é um grande perigo em acidentes com reatores. À medida que a massa fundida eutética aumenta, a poça de cório pode se formar e se expandir axial e radialmente no núcleo até atingir o defletor ou a placa de suporte do núcleo. Neste momento, o cório flui para a parte inferior da cabeça. A degradação pode resultar em configurações muito diferentes no núcleo simultaneamente, variando de hastes intactas ou pouco degradadas até a formação de uma poça de cório ou um leito de detritos.

Em todos os casos, o cório evapora gradativamente a água presente na cabeça inferior. Se não houver abastecimento adicional de água e a configuração dos detritos não puder ser resfriada de forma eficaz, a temperatura dos materiais aumenta gradativamente até atingir o ponto de fusão das estruturas de aço (placas, tubos, etc.) localizadas na cabeceira inferior. No caso de resfriamento adequado do cório, ele pode solidificar e o dano é limitado ao próprio reator. No entanto, na ausência de resfriamento adequado, o cório pode derreter através do vaso do reator e fluir para fora ou ser ejetado como uma corrente fundida pela pressão dentro do vaso do reator.

No entanto, o reabastecimento do núcleo pode não ser benéfico em todas as condições. Os seguintes fenômenos podem ocorrer durante a inundação:

• geração massiva de vapor, com produção de hidrogênio e aumento do reator
• pressão do sistema de refrigeração;
• explosão de vapor através da interação cório-água;
• continuação da fusão do núcleo, apesar do influxo de água;
• liberação mais rápida de produtos de fissão.

No caso de falha do vaso do reator durante um acidente de derretimento do núcleo, o cório resultante desse derretimento do núcleo e o derretimento das estruturas internas serão derramados no tapete de base do poço do reator. A interação núcleo fundido-concreto (MCCI) é tratada como um dos importantes fenômenos que podem levar à falha tardia de contenção por penetração do manto de base em um hipotético acidente grave de reatores de água leve (LWRs). O processo é impulsionado pela alta temperatura inicial do cório fundido e pelo calor de decaimento que é gerado dentro do fundido pelo decaimento radioativo dos produtos de fissão. Obviamente, a progressão do MCCI é de suma importância e desempenha um papel fundamental para ameaçar a integridade da contenção, a última barreira dos produtos da fissão.

Retenção no navio

No que diz respeito à segurança das Usinas Nucleares (NPP) em caso de acidente nuclear grave, um dos principais desafios associados é a retenção do combustível nuclear fundido e do interior do reator, denominado cório, dentro do Vaso de Pressão do Reator (RPV). . Uma das maneiras de resfriar o cório no RPV é resfriando o vaso por fora. A retenção no vaso pode ser conseguida pela inundação total da cavidade do reator para resfriar a parede externa da cabeça inferior, evitando assim a falha estrutural por ruptura por fluência. Esta estratégia é denominada Retenção In-Vessel (IVR). No caso da estratégia de Retenção In-Vessel (IVR), espera-se que a poça de cório seja cercada por uma crosta de óxido, que estará em contato com o aço fundido tanto no topo da poça quanto nas laterais do vaso. A aplicação desta abordagem a grandes reatores de potência não é trivial devido ao tempo relativamente curto entre a detecção do derretimento do núcleo e a falha da cabeça inferior.

Oxidação a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zircônio

Em altas temperaturas, a reação exotérmica de ligas à base de Zr com vapor é muito mais intensa e perigosa para a segurança de usinas nucleares durante acidentes como um acidente de perda de refrigerante (LOCA). O principal problema da oxidação em alta temperatura é que o revestimento de zircônio reage rapidamente com o vapor de água em alta temperatura. A cinética de oxidação de ligas de zircônio relevantes parece ser parabólica  na faixa de temperatura de 1000-1500 °C para muitas ligas à base de Zr. Acima de 1577°C, a camada de óxido se transforma de tetragonal para cúbica e a taxa de oxidação ainda aumenta. Além disso, a oxidação do zircônio pela água é acompanhada pela liberação de gás hidrogênio. Essa oxidação é acelerada em altas temperaturas, por exemplo, dentro do núcleo de um reator, se os conjuntos de combustível não estiverem mais completamente cobertos por água líquida e insuficientemente resfriados. O zircônio metálico é então oxidado por água/vapor para formar gás hidrogênio de acordo com a seguinte reação redox:

Zr + 2H ₂ O→ZrO ₂  + 2H ₂    (Q = 190 kJ/mol; Baker e Just)

Veja também: Oxidação a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zircônio

Edifício de Contenção

O edifício de contenção é projetado principalmente para prevenir ou mitigar a liberação descontrolada de material radioativo para o meio ambiente em estados operacionais e em condições de acidente. Portanto, é considerada a quarta e última barreira na estratégia de Defesa em profundidade.

Embora a contenção desempenhe um papel crucial em acidentes de base de projeto ou em condições de extensão de projeto, ela é “apenas” projetada para condensar o vapor do refrigerante primário e contê-lo dentro do prédio.

No caso de Acidentes de Base de Projeto, como o Acidente de Grande Perda de Refrigerante (LBLOCA), o aumento de pressão é geralmente significativo e sistemas de contenção ativos (sistemas de supressão de pressão) devem estar disponíveis para manter a integridade (para manter a pressão e a temperatura sob certos limites) do edifício de contenção.

Veja também: Edifício de Contenção

Veja também: Mitigação de Hidrogênio

Veja acima:
Problemas de material