Fusión nuclear

Una fusión nuclear ( fusión del núcleo , accidente de fusión del núcleo , fusión o fusión parcial del núcleo ^[2] ) es un accidente grave en un reactor nuclear que provoca daños en el núcleo por sobrecalentamiento. El término fusión nuclear no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica ^[3] ni por la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos ^[4] . Sin embargo, se ha definido como la fusión accidental del núcleo de un reactor nuclear ^[5] y , en el uso común, se hace referencia al colapso total o parcial del núcleo.

Un accidente de fusión del núcleo 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 . Esto difiere de una falla del elemento de combustible , que no es causada por altas temperaturas. Una fusión puede ser causada por una pérdida de refrigerante , pérdida de presión de refrigerante o bajo caudal de refrigerante o ser el resultado de una excursión de criticidad en la que el reactor funciona a un nivel de potencia que excede sus límites de diseño.

Una vez que los elementos combustibles de un reactor comienzan a fundirse, el revestimiento de combustible se rompe y el combustible nuclear (como el uranio , el plutonio o el torio ) y los productos de fisión (como el cesio-137 , el criptón-85 o el yodo-131 ) dentro de los elementos combustibles pueden filtrarse al refrigerante. Las fallas posteriores pueden permitir que estos radioisótopos rompan más capas de contención. El vapor sobrecalentado y el metal caliente dentro del núcleo pueden provocar interacciones combustible-refrigerante , explosiones de hidrógeno o golpes de ariete , cualquiera de los cuales podría destruir partes de la contención. Una fusión se considera muy grave debido a la posibilidad de que los materiales radiactivos rompan toda la contención y escapen (o se liberen) al medio ambiente , lo que resulta en contaminación y lluvia radiactiva , y potencialmente conduce a un envenenamiento por radiación de personas y animales cercanos.

Las centrales nucleares generan electricidad calentando un fluido mediante una reacción nuclear para hacer funcionar un generador . Si el calor de esa reacción no se elimina adecuadamente, los elementos combustibles del núcleo del reactor pueden fundirse. Un incidente de daño al núcleo puede ocurrir incluso después de que se apague el reactor porque el combustible continúa produciendo calor de desintegración .

Un accidente por daño al núcleo se produce por la pérdida de refrigeración suficiente para el combustible nuclear dentro del núcleo del reactor. La razón puede ser uno de varios factores, incluidos un accidente por pérdida de control de presión , un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) o una excursión de potencia no controlada. Los fallos en los sistemas de control pueden provocar una serie de eventos que resulten en una pérdida de refrigeración. Los principios de seguridad contemporáneos de defensa en profundidad garantizan que siempre estén presentes múltiples capas de sistemas de seguridad para hacer que tales accidentes sean improbables.

El edificio de contención es el último de varios mecanismos de protección que impiden la liberación de radiactividad al medio ambiente. Muchos reactores comerciales están contenidos dentro de una estructura de hormigón pretensado, reforzado con acero y hermético de entre 1,2 y 2,4 metros de espesor que puede soportar vientos huracanados y terremotos severos .

• En un accidente por pérdida de refrigerante, se produce la pérdida física del refrigerante (que normalmente es agua desionizada, un gas inerte, NaK o sodio líquido ) o la pérdida de un método para garantizar un caudal suficiente del refrigerante. Un accidente por pérdida de refrigerante y un accidente por pérdida de control de presión están estrechamente relacionados en algunos reactores. En un reactor de agua presurizada, un LOCA también puede provocar la formación de una "burbuja de vapor" en el núcleo debido al calentamiento excesivo del refrigerante estancado o por el posterior accidente por pérdida de control de presión causado por una rápida pérdida de refrigerante. En un accidente por pérdida de circulación forzada, los circuladores de un reactor enfriado por gas (generalmente turbinas impulsadas por motor o vapor) no pueden hacer circular el refrigerante gaseoso dentro del núcleo, y la transferencia de calor se ve impedida por esta pérdida de circulación forzada, aunque la circulación natural a través de la convección mantendrá el combustible frío siempre que el reactor no esté despresurizado. ^[6]
• En un accidente por pérdida de control de presión, la presión del refrigerante confinado cae por debajo de la especificación sin los medios para restaurarla. En algunos casos, esto puede reducir la eficiencia de transferencia de calor (cuando se utiliza un gas inerte como refrigerante), y en otros puede formar una "burbuja" aislante de vapor alrededor de los conjuntos de combustible (para reactores de agua presurizada). En el último caso, debido al calentamiento localizado de la "burbuja de vapor" debido al calor de desintegración, la presión necesaria para colapsar la "burbuja de vapor" puede exceder las especificaciones de diseño del reactor hasta que el reactor haya tenido tiempo de enfriarse. (Este evento es menos probable que ocurra en reactores de agua en ebullición , donde el núcleo puede despresurizarse deliberadamente para que se pueda activar el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo ). En una falla de despresurización, un reactor enfriado por gas pierde presión de gas dentro del núcleo, lo que reduce la eficiencia de transferencia de calor y plantea un desafío para el enfriamiento del combustible; sin embargo, mientras haya al menos un circulador de gas disponible, el combustible se mantendrá frío. ^[6]

Antes de que el núcleo de un reactor nuclear de agua ligera pueda resultar dañado, deben haber ocurrido ya dos eventos precursores:

• Falla limitante (o conjunto de condiciones de emergencia combinadas) que provoca la falla de la eliminación de calor dentro del núcleo (pérdida de refrigeración). El bajo nivel de agua deja al descubierto el núcleo, lo que permite que se caliente.
• Fallo del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS). El ECCS está diseñado para enfriar rápidamente el núcleo y hacerlo seguro en caso de producirse el fallo máximo (el accidente de base de diseño) que los reguladores nucleares y los ingenieros de la planta podrían imaginar. Hay al menos dos copias del ECCS construidas para cada reactor. Cada división (copia) del ECCS es capaz, por sí sola, de responder al accidente de base de diseño. Los reactores más modernos tienen hasta cuatro divisiones del ECCS. Este es el principio de redundancia o duplicación. Mientras funcione al menos una división del ECCS, no puede producirse ningún daño en el núcleo. Cada una de las diversas divisiones del ECCS tiene varios "trenes" internos de componentes. Por lo tanto, las divisiones del ECCS tienen redundancia interna y pueden soportar fallos de los componentes que las componen.

El accidente de Three Mile Island fue un conjunto de emergencias que provocaron daños en el núcleo. Esto se debió a una decisión errónea de los operadores de apagar el ECCS durante una situación de emergencia debido a lecturas de los medidores incorrectas o mal interpretadas; esto provocó otra situación de emergencia que, varias horas después del hecho, provocó la exposición del núcleo y un incidente de daño al núcleo. Si se hubiera permitido que el ECCS funcionara, se habrían evitado tanto la exposición como el daño al núcleo. Durante el incidente de Fukushima, el sistema de enfriamiento de emergencia también se había apagado manualmente varios minutos después de que se pusiera en marcha. ^[7]

Si se produjera una falla limitante de este tipo y se produjera una falla completa de todas las divisiones del ECCS, tanto Kuan et al. como Haskin et al. describen seis etapas entre el inicio de la falla limitante (la pérdida de enfriamiento) y el posible escape de corium fundido hacia la contención (una denominada "fusión total"): ^{[8] [9]}

1. Descubrimiento del núcleo : en caso de una falla transitoria, descontrolada, de emergencia o limitante, los reactores de baja presión están diseñados para detenerse automáticamente (SCRAM es la inserción inmediata y completa de todas las barras de control) y hacer girar el ECCS. Esto reduce en gran medida la potencia térmica del reactor (pero no la elimina por completo); esto retrasa el descubrimiento del núcleo, que se define como el punto en el que las barras de combustible ya no están cubiertas por refrigerante y pueden comenzar a calentarse. Como afirma Kuan: "En un LOCA de pequeña ruptura sin inyección de refrigerante de emergencia en el núcleo, el descubrimiento del núcleo generalmente comienza aproximadamente una hora después del inicio de la ruptura. Si las bombas de refrigerante del reactor no están funcionando, la parte superior del núcleo estará expuesta a un entorno de vapor y comenzará el calentamiento del núcleo. Sin embargo, si las bombas de refrigerante están funcionando, el núcleo se enfriará mediante una mezcla de dos fases de vapor y agua, y el calentamiento de las barras de combustible se retrasará hasta que casi toda el agua de la mezcla de dos fases se haya vaporizado. El accidente TMI-2 demostró que el funcionamiento de las bombas de refrigerante del reactor puede mantenerse durante aproximadamente dos horas para suministrar una mezcla de dos fases que puede evitar el calentamiento del núcleo". ^[8]
2. Calentamiento previo al daño : "En ausencia de una mezcla de dos fases que pase por el núcleo o de la adición de agua al núcleo para compensar la evaporación del agua, las barras de combustible en un entorno de vapor se calentarán a una velocidad de entre 0,3 °C/s (0,5 °F/s) y 1 °C/s (1,8 °F/s) (3)". ^[8]
3. Inflación y estallido del combustible : "En menos de media hora, la temperatura máxima del núcleo alcanzaría los 1100 K (830 °C). A esta temperatura, el revestimiento de zircaloy de las barras de combustible puede inflarse y estallar. Esta es la primera etapa del daño al núcleo. La inflación del revestimiento puede bloquear una parte sustancial del área de flujo del núcleo y restringir el flujo de refrigerante. Sin embargo, es poco probable que se produzca un bloqueo completo del núcleo porque no todas las barras de combustible inflan en la misma ubicación axial. En este caso, la adición de suficiente agua puede enfriar el núcleo y detener la progresión del daño al núcleo". ^[8]
4. Oxidación rápida : "La siguiente etapa del daño del núcleo, que comienza aproximadamente a 1500 K (1230 °C), es la oxidación rápida del zircaloy por vapor. En el proceso de oxidación, se produce hidrógeno y se libera una gran cantidad de calor. Por encima de 1500 K (1230 °C), la potencia de la oxidación supera a la del calor de desintegración (4,5), a menos que la tasa de oxidación esté limitada por el suministro de zircaloy o vapor". ^[8]
5. Formación de lecho de escombros : "Cuando la temperatura en el núcleo alcanza aproximadamente 1.700 K (1.430 °C), los materiales de control fundidos (1,6) fluirán y se solidificarán en el espacio entre las partes inferiores de las barras de combustible, donde la temperatura es comparativamente baja. Por encima de 1.700 K (1.430 °C), la temperatura del núcleo puede aumentar en unos pocos minutos hasta el punto de fusión del zircaloy [2.150 K (1.880 °C)] debido al aumento de la tasa de oxidación. Cuando el revestimiento oxidado se rompe, el zircaloy fundido, junto con el UO2 disuelto ₍ 1,7) fluiría hacia abajo y se congelaría en la región más fría e inferior del núcleo. Junto con los materiales de control solidificados de flujos descendentes anteriores, el zircaloy reubicado y el UO2 _formarían la corteza inferior de un lecho de escombros cohesivo en desarrollo". ^[8]
6. (Corium) Reubicación en el plenum inferior : "En los escenarios de LOCA de pequeña ruptura, generalmente hay un charco de agua en el plenum inferior del recipiente en el momento de la reubicación del núcleo. La liberación de materiales fundidos del núcleo en el agua siempre genera grandes cantidades de vapor. Si la corriente fundida de materiales del núcleo se desintegra rápidamente en el agua, también existe la posibilidad de una explosión de vapor. Durante la reubicación, cualquier circonio no oxidado en el material fundido también puede oxidarse por el vapor y, en el proceso, se produce hidrógeno. La recriticidad también puede ser un problema si los materiales de control se quedan en el núcleo y el material reubicado se desintegra en agua no borada en el plenum inferior". ^[8]

En el punto en el que el corium se reubica en el plenum inferior, Haskin, et al. relacionan que existe la posibilidad de que un incidente llamado interacción combustible-refrigerante (FCI) estrese o rompa sustancialmente el límite de presión primario cuando el corium se reubica en el plenum inferior del recipiente de presión del reactor ("RPV"). ^[10] Esto se debe a que el plenum inferior del RPV puede tener una cantidad sustancial de agua (el refrigerante del reactor) en él y, asumiendo que el sistema primario no se ha despresurizado, el agua probablemente estará en la fase líquida y, en consecuencia, densa, y a una temperatura mucho más baja que el corium. Como el corium es un eutéctico metal-cerámico líquido a temperaturas de 2200 a 3200 K (1930 a 2930 °C), su caída en agua líquida a 550 a 600 K (277 a 327 °C) puede causar una evolución extremadamente rápida de vapor que podría causar una sobrepresión extrema repentina y la consiguiente falla estructural grave del sistema primario o RPV. ^[10] Aunque la mayoría de los estudios modernos sostienen que es físicamente inviable, o al menos extraordinariamente improbable, Haskin et al. afirman que existe una posibilidad remota de que una FCI extremadamente violenta conduzca a algo conocido como una falla en modo alfa , o la falla grave del propio RPV, y la posterior expulsión del pleno superior del RPV como un misil contra el interior de la contención, lo que probablemente conduciría a la falla de la contención y la liberación de los productos de fisión del núcleo al ambiente exterior sin que se haya producido ninguna desintegración sustancial. ^[11]

La Sociedad Nuclear Americana comentó sobre el accidente TMI-2 que, a pesar de la fusión de aproximadamente un tercio del combustible, el propio recipiente del reactor mantuvo su integridad y contuvo el combustible dañado. ^[12]

Existen varias posibilidades en cuanto a cómo el corium podría traspasar el límite de presión primario.

• Explosión de vapor

Como se describió anteriormente, la FCI podría provocar un evento de sobrepresión que provoque la falla de la válvula de expansión térmica y, por lo tanto, la falla del límite de presión primario. Haskin et al. informan que, en caso de una explosión de vapor, es mucho más probable que falle la cámara inferior que la eyección de la cámara superior en el modo alfa. En caso de falla de la cámara inferior, se puede esperar que se proyecten desechos a distintas temperaturas hacia la cavidad debajo del núcleo. La contención puede estar sujeta a sobrepresión, aunque no es probable que esto la haga fallar. La falla en modo alfa conducirá a las consecuencias discutidas anteriormente.

• Eyección de material fundido a presión (PME)

Es muy posible, especialmente en los reactores de agua a presión, que el circuito primario permanezca presurizado después de la reubicación del corium en la cámara inferior. Por lo tanto, habrá tensiones de presión en la RPV además de la tensión de peso que el corium fundido ejerce sobre la cámara inferior de la RPV; cuando el metal de la RPV se debilita lo suficiente debido al calor del corium fundido, es probable que el corium líquido se descargue bajo presión por la parte inferior de la RPV en una corriente presurizada, junto con los gases arrastrados. Este modo de expulsión de corium puede provocar un calentamiento directo de la contención (DCH).

Haskin et al. identifican seis modos mediante los cuales la contención podría ser cuestionada de manera creíble; algunos de estos modos no son aplicables a accidentes de fusión del núcleo.

1. Presión demasiada
2. Presión dinámica (ondas de choque)
3. Misiles internos
4. Misiles externos (no aplicable en caso de accidentes por fusión del núcleo)
5. Fusión
6. Derivación

Si el núcleo fundido penetra en el recipiente a presión, existen teorías y especulaciones sobre lo que podría ocurrir entonces.

En las plantas rusas modernas, hay un "dispositivo de captura de núcleo" en el fondo del edificio de contención. Se supone que el núcleo fundido choca con una capa gruesa de un "metal de sacrificio" que se derretiría, diluiría el núcleo y aumentaría la conductividad térmica, y finalmente el núcleo diluido se puede enfriar mediante agua que circula por el suelo. Sin embargo, nunca se ha realizado ninguna prueba a gran escala de este dispositivo. ^[13]

En las plantas occidentales hay un edificio de contención hermético. Aunque la radiación sería alta dentro del edificio de contención, las dosis fuera de él serían menores. Los edificios de contención están diseñados para la liberación ordenada de la presión sin liberar radionucleidos, a través de una válvula de liberación de presión y filtros. También se instalan recombinadores de hidrógeno/oxígeno dentro del edificio de contención para evitar explosiones de gas.

En caso de fusión, un punto o área del reactor se calentará más que otras áreas y, finalmente, se fundirá. Cuando se derrita, el corium se derramará en la cavidad debajo del reactor. Aunque la cavidad está diseñada para permanecer seca, varios documentos de clase NUREG recomiendan a los operadores que inunden la cavidad en caso de un incidente de fusión de combustible. Esta agua se convertirá en vapor y presurizará el contenedor. Los rociadores automáticos de agua bombearán grandes cantidades de agua al ambiente vaporoso para mantener baja la presión. Los recombinadores catalíticos convertirán rápidamente el hidrógeno y el oxígeno nuevamente en agua. Un efecto positivo debatido de la caída del corium en el agua es que se enfría y vuelve a un estado sólido.

Los amplios sistemas de rociado de agua dentro de la contención junto con el ECCS, cuando se reactive, permitirán a los operadores rociar agua dentro de la contención para enfriar el núcleo en el piso y reducirlo a una temperatura baja.

Estos procedimientos tienen como objetivo evitar la liberación de radiactividad. En el incidente de Three Mile Island de 1979, una persona que hubiera permanecido en el límite de la propiedad de la planta durante todo el incidente habría recibido una dosis de aproximadamente 2 milisieverts (200 milirem), equivalente a una radiografía de tórax y una tomografía computarizada. Esto se debió a la desgasificación de un sistema no controlado que, en la actualidad, habría sido equipado con carbón activado y filtros HEPA para evitar la liberación de radionúclidos.

Sin embargo, en el incidente de Fukushima, este diseño falló. A pesar de los esfuerzos de los operadores de la central nuclear de Fukushima Daiichi por mantener el control, los núcleos de los reactores de las unidades 1 a 3 se sobrecalentaron, el combustible nuclear se fundió y los tres recipientes de contención se rompieron. Se liberó hidrógeno de los recipientes de presión del reactor, lo que provocó explosiones en el interior de los edificios de los reactores de las unidades 1, 3 y 4 que dañaron las estructuras y el equipo y lesionaron al personal. Se liberaron radionucleidos de la planta a la atmósfera y se depositaron en la tierra y en el océano. También hubo liberaciones directas al mar. ^{[14] [15]}

A medida que el calor de desintegración natural del corium se reduce finalmente hasta alcanzar un equilibrio con la convección y la conducción hacia las paredes de contención, se enfría lo suficiente para que se apaguen los sistemas de rociado de agua y se guarde el reactor en un lugar seguro. La contención se puede sellar con la liberación de una radiactividad extremadamente limitada fuera del emplazamiento y la liberación de la presión. Después de que los productos de fisión dejen de desintegrarse durante quizás una década, la contención se puede volver a abrir para su descontaminación y demolición.

Otro escenario es la acumulación de hidrógeno potencialmente explosivo, pero los recombinadores autocatalíticos pasivos dentro del contenedor están diseñados para evitarlo. En Fukushima, los contenedores estaban llenos de nitrógeno inerte, lo que impedía que el hidrógeno se quemara; sin embargo, el hidrógeno se filtró del contenedor al edificio del reactor, donde se mezcló con aire y explotó. ^[15] Durante el accidente de Three Mile Island de 1979, se formó una burbuja de hidrógeno en la cúpula del recipiente de presión. Al principio hubo preocupaciones de que el hidrógeno pudiera encenderse y dañar el recipiente de presión o incluso el edificio de contención; pero pronto se comprendió que la falta de oxígeno impedía la combustión o la explosión. ^[16]

Un escenario consiste en que el recipiente de presión del reactor falle de golpe, con toda la masa de corium cayendo en un charco de agua (por ejemplo, refrigerante o moderador) y causando una generación extremadamente rápida de vapor. El aumento de presión dentro del contenedor podría amenazar la integridad si los discos de ruptura no pudieran aliviar la tensión. Las sustancias inflamables expuestas podrían arder, pero hay pocas sustancias inflamables, si es que hay alguna, dentro del contenedor.

Otra teoría, llamada fallo de "modo alfa" por el estudio Rasmussen de 1975 ( WASH-1400 ), afirmaba que el vapor podría producir suficiente presión para hacer estallar la tapa del recipiente de presión del reactor (RPV). La contención podría verse amenazada si la tapa del RPV colisionara con ella. (El informe WASH-1400 fue reemplazado por estudios más nuevos con mejor base ^{[ ¿ investigación original? ]} , y ahora la Comisión Reguladora Nuclear los ha desautorizado todos y está preparando el estudio general Análisis de las consecuencias de los reactores de última generación [SOARCA] - véase el descargo de responsabilidad en NUREG-1150 ).

En 1970, existían dudas sobre la capacidad de los sistemas de refrigeración de emergencia de un reactor nuclear para prevenir un accidente por pérdida de refrigerante y la consiguiente fusión del núcleo de combustible; el tema se hizo popular en la prensa técnica y popular. ^[17] En 1971, en el artículo Thoughts on Nuclear Plumbing , el ex físico nuclear del Proyecto Manhattan Ralph Lapp utilizó el término "síndrome de China" para describir una posible quemadura a través de las estructuras de contención y el posterior escape de material(es) radiactivo(s) a la atmósfera y al medio ambiente. La hipótesis se derivó de un informe de 1967 de un grupo de físicos nucleares, encabezado por WK Ergen. ^[18] Algunos temen que un núcleo de reactor fundido pueda penetrar en el recipiente de presión del reactor y la estructura de contención y arder hacia abajo hasta el nivel del agua subterránea . ^[19]

No se ha determinado hasta qué punto una masa fundida puede fundirse a través de una estructura (aunque eso se probó en el reactor de prueba de pérdida de fluido descrito en la hoja informativa de Test Area North ^[20] ). El accidente de Three Mile Island proporcionó una experiencia real con un núcleo fundido real: el corium no se fundió a través del recipiente de presión del reactor después de más de seis horas de exposición debido a la dilución de la masa fundida por las barras de control y otros elementos internos del reactor, lo que valida el énfasis en la defensa en profundidad contra incidentes de daño al núcleo.

Otros tipos de reactores tienen capacidades y perfiles de seguridad diferentes a los del reactor de agua dulce. Las variedades avanzadas de varios de estos reactores tienen el potencial de ser inherentemente seguras.

Los reactores CANDU , un diseño de deuterio-uranio inventado por canadienses, están diseñados con al menos uno, y generalmente dos, grandes depósitos de agua de baja temperatura y baja presión alrededor de sus canales de combustible/refrigerante. El primero es el moderador de agua pesada a granel (un sistema separado del refrigerante), y el segundo es el tanque de protección lleno de agua ligera (o bóveda de calandria ). Estos disipadores de calor de respaldo son suficientes para prevenir la fusión del combustible en primer lugar (usando el disipador de calor del moderador), o la ruptura del recipiente del núcleo si el moderador finalmente se evapora (usando el disipador de calor del tanque de protección). ^[21] Es probable que ocurran otros modos de falla además de la fusión del combustible en un CANDU en lugar de una fusión, como la deformación de la calandria en una configuración no crítica. Todos los reactores CANDU también están ubicados dentro de contenciones occidentales estándar.

Un tipo de reactor occidental, conocido como reactor avanzado refrigerado por gas (o AGR), construido por el Reino Unido, no es muy vulnerable a accidentes por pérdida de refrigeración o a daños en el núcleo, excepto en las circunstancias más extremas. En virtud del refrigerante relativamente inerte (dióxido de carbono), el gran volumen y la alta presión del refrigerante y la eficiencia relativamente alta de transferencia de calor del reactor, el tiempo que puede tardar en dañarse el núcleo en caso de una falla limitante se mide en días. La restauración de algunos medios de flujo de refrigerante evitará que se produzcan daños en el núcleo.

Recientemente se ha propuesto el uso de metales líquidos pesados, como plomo o plomo-bismuto, como refrigerante del reactor. ^[22] Debido a las densidades similares del combustible y el HLM, se ha desarrollado un mecanismo de retroalimentación de auto-eliminación de seguridad pasiva inherente debido a las fuerzas de flotabilidad, que impulsa el lecho empacado lejos de la pared cuando se alcanza cierto umbral de temperatura y el lecho se vuelve más liviano que el refrigerante circundante, evitando así temperaturas que pueden poner en peligro la integridad estructural del recipiente y también reduciendo el potencial de recríticidad al limitar la profundidad permitida del lecho.

Algunos conceptos de diseño para reactores nucleares enfatizan la resistencia a la fusión y la seguridad operativa.

Los diseños PIUS ( seguridad máxima inherente al proceso ), diseñados originalmente por los suecos a fines de la década de 1970 y principios de la de 1980, son reactores de agua ligera que, en virtud de su diseño, son resistentes a daños en el núcleo. Nunca se han construido unidades.

Los ingenieros interesados ​​han propuesto reactores de potencia, incluido el reactor de energía eléctrica desplegable , una versión móvil a mayor escala del TRIGA para la generación de energía en zonas de desastre y en misiones militares, y el sistema de energía TRIGA , una pequeña planta de energía y fuente de calor para uso en comunidades pequeñas y remotas, que comparten las características de seguridad del TRIGA debido al combustible de hidruro de uranio y circonio utilizado.

El módulo de energía nuclear autorregulado moderado por hidrógeno , un reactor que utiliza hidruro de uranio como moderador y combustible, similar en química y seguridad al TRIGA, también posee estas características extremas de seguridad y estabilidad, y ha atraído mucho interés en los últimos tiempos.

El reactor de fluoruro de torio líquido está diseñado para tener su núcleo en estado fundido de forma natural, como una mezcla eutéctica de sales de torio y flúor. Como tal, un núcleo fundido refleja el estado de funcionamiento normal y seguro de este tipo de reactor. En caso de que el núcleo se sobrecaliente, se fundirá un tapón de metal y el núcleo de sal fundida se drenará en tanques donde se enfriará en una configuración no crítica. Dado que el núcleo es líquido y ya está fundido, no puede sufrir daños.

Los reactores avanzados de metal líquido, como el reactor rápido integral estadounidense y los reactores rusos BN-350 , BN-600 y BN-800 , tienen todos un refrigerante con una capacidad térmica muy alta, el sodio metálico. Como tal, pueden soportar una pérdida de refrigeración sin SCRAM y una pérdida de disipador de calor sin SCRAM, lo que los califica como inherentemente seguros.

Los reactores RBMK de diseño soviético ( Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy) , que se encuentran sólo en Rusia y otros estados postsoviéticos y ahora están cerrados en todas partes excepto Rusia, no tienen edificios de contención, son naturalmente inestables (tienden a fluctuaciones peligrosas de energía) y tienen sistemas de enfriamiento de emergencia (ECCS) considerados groseramente inadecuados según los estándares de seguridad occidentales.

Los sistemas de enfriamiento de núcleo de emergencia RBMK solo tienen una división y poca redundancia dentro de esa división. Aunque el núcleo grande del RBMK es menos denso en energía que el núcleo LWR occidental más pequeño, es más difícil de enfriar. El RBMK está moderado por grafito . En presencia de vapor y oxígeno a altas temperaturas, el grafito forma gas de síntesis y con la reacción de desplazamiento del gas de agua , el hidrógeno resultante se quema de manera explosiva. Si el oxígeno entra en contacto con el grafito caliente, se quemará. Las barras de control solían tener puntas de grafito, un material que ralentiza los neutrones y, por lo tanto, acelera la reacción en cadena. El agua se usa como refrigerante, pero no como moderador. Si el agua hierve, se pierde el enfriamiento, pero la moderación continúa. Esto se denomina coeficiente de reactividad de vacío positivo.

El RBMK tiende a presentar fluctuaciones de potencia peligrosas. Las barras de control pueden atascarse si el reactor se calienta de repente y se mueven. El xenón-135, un producto de fisión que absorbe neutrones, tiene tendencia a acumularse en el núcleo y a quemarse de forma impredecible en caso de funcionamiento a baja potencia. Esto puede dar lugar a clasificaciones de potencia térmica y neutrónica inexactas.

El RBMK no tiene ningún tipo de contención por encima del núcleo. La única barrera sólida sustancial por encima del combustible es la parte superior del núcleo, llamada escudo biológico superior, que es una pieza de hormigón interpenetrada con barras de control y con agujeros de acceso para reabastecimiento mientras está en funcionamiento. Otras partes del RBMK estaban mejor protegidas que el propio núcleo. El apagado rápido ( SCRAM ) tarda entre 10 y 15 segundos. Los reactores occidentales tardan entre 1 y 2,5 segundos.

Se ha proporcionado ayuda occidental para proporcionar al personal operativo ciertas capacidades de supervisión de seguridad en tiempo real, pero no se sabe si esto se extenderá al inicio automático de la refrigeración de emergencia. Se ha impartido formación en materia de evaluación de la seguridad a través de fuentes occidentales, y los reactores rusos han evolucionado en respuesta a las deficiencias que presentaba el RBMK. No obstante, todavía siguen funcionando numerosos RBMK.

Si bien podría ser posible detener un evento de pérdida de refrigerante antes de que ocurra un daño al núcleo, cualquier incidente que cause daño al núcleo probablemente permitirá una liberación masiva de materiales radiactivos.

Al ingresar en la UE en 2004, Lituania tuvo que eliminar gradualmente sus dos reactores RBMK en la central nuclear de Ignalina , considerados totalmente incompatibles con las normas de seguridad nuclear europeas. El país tenía previsto sustituirlos por reactores más seguros en la central nuclear de Visaginas .

El MKER es un moderno reactor de tipo canal, de ingeniería rusa, que es un descendiente lejano del RBMK, diseñado para optimizar los beneficios y corregir los graves defectos del original.

Varias características únicas del diseño del MKER lo convierten en una opción creíble e interesante. El reactor permanece en línea durante el reabastecimiento de combustible, lo que garantiza que solo se produzcan interrupciones ocasionales para mantenimiento, con un tiempo de actividad de hasta el 97-99%. El diseño del moderador permite el uso de combustibles menos enriquecidos, con una alta tasa de combustión. Las características neutrónicas se han optimizado para el uso civil, para una fertilización y reciclaje superiores del combustible; y la moderación con grafito logra una mejor neutrónica que la que es posible con la moderación con agua ligera. La menor densidad de potencia del núcleo mejora en gran medida la regulación térmica.

Una serie de mejoras hacen que la seguridad del MKER sea comparable a la de los reactores occidentales de la Generación III: mejor calidad de las piezas, controles informáticos avanzados, un sistema de refrigeración pasiva de emergencia integral del núcleo y una estructura de contención muy resistente, junto con un coeficiente de vacío negativo y un sistema de apagado rápido de acción rápida. El sistema de refrigeración pasiva de emergencia utiliza fenómenos naturales fiables para enfriar el núcleo, en lugar de depender de bombas accionadas por motor. La estructura de contención está diseñada para soportar tensiones y presiones severas. En caso de rotura de una tubería de un canal de agua de refrigeración, el canal puede aislarse del suministro de agua, lo que evita una avería general.

La seguridad enormemente mejorada y los beneficios únicos del diseño del MKER mejoran su competitividad en los países que están considerando opciones de ciclo de combustible completo para el desarrollo nuclear.

El VVER es un reactor de agua ligera presurizado mucho más estable y seguro que el RBMK, ya que utiliza agua ligera como moderador (en lugar de grafito), tiene características operativas bien entendidas y un coeficiente de reactividad de vacío negativo. Además, algunos se han construido con contenciones más que marginales, algunos tienen sistemas ECCS de calidad y algunos se han actualizado para cumplir con los estándares internacionales de control e instrumentación. Las generaciones actuales de VVER (a partir del VVER-1000) se construyen con niveles de instrumentación, control y sistemas de contención equivalentes a los de Occidente.

Sin embargo, incluso con estos avances positivos, algunos modelos VVER más antiguos suscitan un alto nivel de preocupación, especialmente el VVER-440 V230. ^[23]

El VVER-440 V230 no tiene edificio de contención, sino solo una estructura capaz de confinar el vapor que rodea al RPV. Se trata de un volumen de acero fino, de quizás 1 o 2 pulgadas (2,5 a 5,1 cm) de espesor, muy insuficiente para los estándares occidentales.

• No tiene ECCS. Puede sobrevivir a una rotura de tubería de 10 cm (4 in) como máximo (hay muchas tuberías de mayor tamaño dentro del diseño).
• Tiene seis circuitos de generador de vapor, lo que añade una complejidad innecesaria.
  • Al parecer, los circuitos de los generadores de vapor se pueden aislar, pero en caso de que se produzca una rotura en uno de ellos, la planta puede seguir funcionando con un circuito aislado, una característica que se encuentra en pocos reactores occidentales.

El interior del recipiente de presión es de acero de aleación simple, expuesto al agua. Esto puede provocar óxido, si el reactor se expone al agua. Un punto de distinción en el que el VVER supera al Oeste es la instalación de limpieza del agua del reactor, construida, sin duda, para lidiar con el enorme volumen de óxido dentro del circuito de refrigeración primario, producto de la corrosión lenta del RPV. Este modelo se considera que tiene sistemas de control de procesos inadecuados.

Bulgaria tenía varios modelos VVER-440 V230, pero optó por dejar de fabricarlos al unirse a la UE en lugar de adaptarlos y, en su lugar, está construyendo nuevos modelos VVER-1000. Muchos estados no pertenecientes a la UE mantienen modelos V230, incluidos Rusia y la CEI. Muchos de estos estados, en lugar de abandonar los reactores por completo, han optado por instalar un ECCS, desarrollar procedimientos estándar e instalar sistemas de instrumentación y control adecuados. Aunque los confinamientos no se pueden transformar en contenciones, el riesgo de que una falla limitante provoque daños en el núcleo se puede reducir en gran medida.

El modelo VVER-440 V213 se construyó según el primer conjunto de normas de seguridad nuclear soviéticas. Posee un modesto edificio de contención y los sistemas ECCS, aunque no cumplen totalmente con las normas occidentales, son razonablemente completos. Muchos modelos VVER-440 V213 operados por países del antiguo bloque soviético se han actualizado con sistemas de instrumentación y control de estilo occidental totalmente automatizados, mejorando la seguridad a niveles occidentales para la prevención de accidentes, pero no para la contención de accidentes, que es de un nivel modesto en comparación con las plantas occidentales. Estos reactores se consideran "suficientemente seguros" según las normas occidentales para continuar operando sin modificaciones importantes, aunque la mayoría de los propietarios han realizado modificaciones importantes para llevarlos a niveles generalmente equivalentes de seguridad nuclear.

Durante la década de 1970, Finlandia construyó dos modelos VVER-440 V213 según los estándares occidentales con un sistema de contención total de gran volumen e instrumentación de primera clase, estándares de control y un ECCS con múltiples componentes redundantes y diversificados. Además, se han instalado características de seguridad pasiva, como condensadores de hielo de 900 toneladas, lo que convierte a estas dos unidades en las VVER-440 más avanzadas del mundo en términos de seguridad.

El tipo VVER-1000 tiene una contención de estilo occidental definitivamente adecuada, el ECCS es suficiente para los estándares occidentales y la instrumentación y el control han sido mejorados notablemente hasta alcanzar los niveles occidentales de la década de 1970.

Los efectos de una fusión nuclear dependen de las características de seguridad diseñadas en un reactor. Un reactor moderno está diseñado tanto para hacer que una fusión sea improbable como para contenerla en caso de que ocurra.

En un reactor moderno, una fusión nuclear, ya sea parcial o total, debe estar contenida dentro de la estructura de contención del reactor. Por lo tanto (suponiendo que no ocurran otros desastres importantes), si bien la fusión dañará gravemente el reactor en sí, posiblemente contaminando toda la estructura con material altamente radiactivo, una fusión por sí sola no debería provocar una liberación significativa de radiactividad ni peligro para la población. ^[24]

Aunque los reactores de agua a presión son más susceptibles a la fusión nuclear en ausencia de medidas de seguridad activas, esta no es una característica universal de los reactores nucleares civiles. Gran parte de la investigación en reactores nucleares civiles se centra en diseños con características de seguridad nuclear pasivas que pueden ser menos susceptibles a la fusión, incluso si fallaran todos los sistemas de emergencia. Por ejemplo, los reactores de lecho de bolas están diseñados de modo que la pérdida total de refrigerante durante un período indefinido no resulte en un sobrecalentamiento del reactor. El ESBWR de General Electric y el AP1000 de Westinghouse tienen sistemas de seguridad activados pasivamente. El reactor CANDU tiene dos sistemas de agua de baja temperatura y baja presión que rodean el combustible (es decir, tanque moderador y tanque de protección) que actúan como disipadores de calor de respaldo y evitan fusiones y escenarios de ruptura del núcleo. ^[21] Los reactores alimentados con combustible líquido se pueden detener drenando el combustible en el tanque, lo que no solo evita una mayor fisión sino que extrae el calor de desintegración de forma estática, y extrayendo los productos de fisión (que son la fuente de calentamiento posterior al apagado) de forma incremental. Lo ideal es tener reactores que sean seguros a través de la física en lugar de sistemas de seguridad redundantes o intervención humana.

Algunos diseños de reactores reproductores rápidos pueden ser más susceptibles a la fusión que otros tipos de reactores, debido a su mayor cantidad de material fisionable y al mayor flujo de neutrones dentro del núcleo del reactor. Otros diseños de reactores, como el modelo EBR II del reactor rápido integral ^[25] , habían sido diseñados explícitamente para ser inmunes a la fusión. Se probó en abril de 1986, justo antes del fallo de Chernóbil, para simular la pérdida de potencia de bombeo del refrigerante, apagando la energía de las bombas primarias. Tal como estaba diseñado, se apagó solo, en unos 300 segundos, tan pronto como la temperatura subió a un punto diseñado como más alto de lo que requeriría un funcionamiento adecuado. Esto estaba muy por debajo del punto de ebullición del refrigerante de metal líquido sin presión, que tenía una capacidad de enfriamiento completamente suficiente para lidiar con el calor de la radiactividad del producto de fisión, por simple convección. La segunda prueba, el apagado deliberado del circuito de refrigerante secundario que alimenta a los generadores, hizo que el circuito primario sufriera el mismo apagado seguro. Esta prueba simuló el caso de un reactor refrigerado por agua que pierde su circuito de turbina de vapor, quizás por una fuga.

• El Westinghouse TR-2 sufrió daños parciales en el núcleo en 1960 cuando un probable defecto en el revestimiento del combustible provocó que un elemento combustible (de más de 200) se sobrecalentara y se derritiera. ^[26]
• El reactor EBR-I sufrió una fusión parcial durante una prueba de flujo de refrigerante el 29 de noviembre de 1955.
• El Experimento del Reactor de Sodio en el Laboratorio de Campo de Santa Susana fue un reactor nuclear experimental que operó entre 1957 y 1964 y fue la primera planta de energía comercial del mundo en experimentar una fusión del núcleo en julio de 1959.
• La fusión parcial del reactor reproductor rápido experimental Fermi 1 , en 1966, requirió la reparación del reactor, aunque posteriormente nunca alcanzó su pleno funcionamiento.
• El reactor SNAP8DR del Laboratorio de Campo de Santa Susana sufrió daños en aproximadamente un tercio de su combustible en un accidente en 1969.
• El accidente de Three Mile Island , en 1979, calificado en la prensa como una "fusión parcial del núcleo", ^[27] provocó el desmantelamiento total y la parada permanente del reactor 2. La unidad 1 continuó funcionando hasta 2019.

• Varios submarinos nucleares de la Armada soviética experimentaron fusiones nucleares, incluidos el K-27 , el K-140 y el K-431 .

• Durante el desastre nuclear de Fukushima Daiichi, que se produjo tras el terremoto y el tsunami de marzo de 2011, tres de los seis reactores de la central sufrieron fusiones. La mayor parte del combustible del reactor nº 1 de la central nuclear se derritió. ^{[28] [29]}

• El reactor de Lucens , Suiza , en 1969.

• NRX (militar), Ontario , Canadá, en 1952

• Windscale (militar), Sellafield , Inglaterra, en 1957 (ver incendio de Windscale )
• Central nuclear de Chapelcross (civil), Escocia , en 1967

• Central nuclear de Saint-Laurent (civil), Francia, en 1969

El síndrome de China (accidente por pérdida de refrigerante) es un accidente de operaciones de reactor nuclear caracterizado por la grave fusión de los componentes centrales del reactor, que luego se queman a través del recipiente de contención y el edificio de viviendas, luego (en sentido figurado) a través de la corteza y el cuerpo de la Tierra hasta llegar al extremo opuesto , que se presume está en "China". ^{[30] [31]} Si bien las antípodas de China incluyen a Argentina con su planta de energía nuclear de Atucha , la frase es metafórica; no hay forma de que un núcleo pueda penetrar el espesor de varios kilómetros de la corteza terrestre, e incluso si se derritiera hasta el centro de la Tierra, no viajaría hacia arriba contra la atracción de la gravedad. Además, cualquier túnel detrás del material estaría cerrado por una inmensa presión litostática . ^{[ cita requerida ]}

El diseño del sistema de las centrales nucleares construidas a finales de los años 1960 suscitó la preocupación de que un grave accidente en el reactor pudiera liberar grandes cantidades de materiales radiactivos a la atmósfera y al medio ambiente. En 1970, existían dudas sobre la capacidad del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo para hacer frente a los efectos de un accidente por pérdida de refrigerante y la consiguiente fusión del núcleo de combustible. ^[17] En 1971, en el artículo Thoughts on Nuclear Plumbing (Pensamientos sobre la plomería nuclear), el ex físico nuclear del Proyecto Manhattan (1942-1946) Ralph Lapp utilizó el término "síndrome de China" para describir una posible quemadura, después de un accidente por pérdida de refrigerante, de las barras de combustible nuclear y los componentes del núcleo fundiendo las estructuras de contención, y el posterior escape de material(es) radiactivo (s) a la atmósfera y al medio ambiente; la hipótesis se derivó de un informe de 1967 de un grupo de físicos nucleares, encabezado por WK Ergen. ^[18] Finalmente, el hipotético accidente nuclear de Lapp fue adaptado cinematográficamente como El síndrome de China (1979).

El verdadero susto, sin embargo, vino de una cita en la película de 1979 El síndrome de China , que decía: "Se derrite directamente a través del fondo de la planta, teóricamente hacia China, pero por supuesto, tan pronto como toca el agua subterránea, explota a la atmósfera y envía nubes de radiactividad. El número de personas muertas dependería de en qué dirección soplara el viento, haciendo que un área del tamaño de Pensilvania fuera permanentemente inhabitable". La amenaza real de esto se puso a prueba casualmente solo 12 días después del estreno de la película cuando una fusión en la Planta 2 de Three Mile Island ( TMI-2 ) de Pensilvania creó un núcleo fundido que se movió 15 milímetros (0,59 pulgadas) hacia "China" antes de que el núcleo se congelara en el fondo del recipiente de presión del reactor . ^[32] Por lo tanto, el combustible del reactor TMI-2 y los productos de fisión rompieron las barras de combustible, pero el núcleo fundido en sí no rompió la contención del recipiente del reactor. ^[33]

Una preocupación similar surgió durante el desastre de Chernóbil. Después de que el reactor fuera destruido, una masa de corium líquido del núcleo derretido comenzó a romper el piso de concreto del recipiente del reactor, que estaba situado sobre la piscina de burbujeo (un gran depósito de agua para bombas de emergencia y para contener cualquier ruptura de la tubería de vapor). Existía la preocupación de que se hubiera producido una explosión de vapor si el corium caliente hubiera entrado en contacto con el agua, lo que habría provocado la liberación de más materiales radiactivos al aire. Debido a los daños causados ​​por el accidente, tres trabajadores de la estación operaron manualmente las válvulas necesarias para drenar esta piscina . ^{[34] [35] [36]} Sin embargo, se demostró que esta preocupación era infundada ya que (sin que lo supieran en ese momento) el corium ya había entrado en contacto con el depósito antes de que pudiera drenarse, donde en lugar de crear una explosión de vapor, se enfrió rápidamente sin causar daño y creó una piedra pómez de cerámica de color marrón claro que flotó en el agua.

• Comportamiento del combustible nuclear durante un accidente de reactor
• Comparación de las emisiones de radiactividad de Chernóbil y otras
• Consecuencias del desastre de Chernóbil
• Gestión de residuos de alta radiactividad
• Escala internacional de eventos nucleares
• Lista de accidentes nucleares civiles
• Listas de desastres nucleares e incidentes radiactivos
• Seguridad y protección nuclear
• Energía nuclear
• Debate sobre la energía nuclear
• Scram o SCRAM, parada de emergencia de un reactor nuclear

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• Bibliografía comentada sobre accidentes nucleares civiles de la Biblioteca Digital Alsos para Asuntos Nucleares
• Eventos de fusión parcial de combustible
• "Los peores desastres nucleares del mundo". Power Technology . 7 de octubre de 2013.