fusión nuclear

Existen varias posibilidades sobre cómo el corio podría traspasar el límite de presión primario.

• explosión de vapor

Como se describió anteriormente, la FCI podría provocar una sobrepresión que cause la falla del RPV y, por lo tanto, la falla de la barrera de presión primaria. Haskin et al. informan que, en caso de una explosión de vapor, la falla del plenum inferior es mucho más probable que la eyección del plenum superior en modo alfa. En caso de falla del plenum inferior, se espera que los escombros a diferentes temperaturas se proyecten hacia la cavidad debajo del núcleo. La contención podría estar sujeta a sobrepresión, aunque es poco probable que esto cause su falla. La falla en modo alfa conllevará las consecuencias previamente analizadas.

• Expulsión de material fundido a presión (PME)

Es muy posible, especialmente en reactores de agua a presión, que el circuito primario permanezca presurizado tras la reubicación del corio en la cámara inferior. En consecuencia, se generarán tensiones de presión en el recipiente de presión del reactor (RPV) además de la tensión de peso que el corio fundido ejerce sobre la cámara inferior. Cuando el metal del RPV se debilita lo suficiente debido al calor del corio fundido, es probable que el corio líquido se descargue a presión por la parte inferior del RPV en un flujo presurizado, junto con los gases arrastrados. Este modo de eyección de corio puede provocar un calentamiento directo de la contención (DCH).

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

1. Presión demasiada
2. Presión dinámica (ondas de choque)
3. misiles internos
4. Misiles externos (no aplicable a 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, existe un «dispositivo de captura del núcleo» en la parte inferior del edificio de contención. Se supone que el núcleo fundido impacta contra una gruesa capa de un «metal de sacrificio» que se derrite, diluye el núcleo y aumenta su conductividad térmica; finalmente, el núcleo diluido se enfría mediante agua que circula por el suelo. Sin embargo, nunca se ha realizado ninguna prueba a gran escala de este dispositivo. ^{[ 13 ]}

En las centrales nucleares occidentales, existe un edificio de contención hermético. Si bien la radiación sería elevada dentro del edificio, las dosis fuera de él serían menores. Los edificios de contención están diseñados para liberar la presión de forma controlada, sin liberar radionúclidos, mediante una válvula de alivio de presión y filtros. También se instalan recombinadores de hidrógeno/oxígeno dentro del edificio de contención para prevenir explosiones de gas.

En caso de fusión del combustible, un punto o área del recipiente de presión del reactor (RPV) se calentará más que otras y eventualmente se fundirá. Al fundirse, el corio se derramará en la cavidad bajo el reactor. Si bien la cavidad está diseñada para permanecer seca, varios documentos de la clase NUREG recomiendan a los operadores inundarla en caso de un incidente de fusión del combustible. Esta agua se convertirá en vapor y presurizará la contención. Los rociadores automáticos de agua bombearán grandes cantidades de agua al ambiente de vapor para mantener la presión baja. Los recombinadores catalíticos convertirán rápidamente el hidrógeno y el oxígeno nuevamente en agua. Un efecto positivo, aunque controvertido, de la caída del corio en el agua es que se enfría y vuelve a su estado sólido.

Los extensos sistemas de rociado de agua dentro del recinto de contención, junto con el ECCS, cuando se reactive, permitirán a los operadores rociar agua dentro del recinto para enfriar el núcleo en el suelo y reducir su temperatura a un nivel bajo.

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

En el incidente de Fukushima, sin embargo, 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 de los reactores, lo que provocó explosiones dentro de los edificios de los reactores de las unidades 1, 3 y 4 que dañaron estructuras y equipos e hirieron al personal. Se liberaron radionúclidos de la central a la atmósfera y se depositaron en tierra y en el océano. También hubo vertidos directos al mar. ^{[ 14 ] [ 15 ]}

A medida que el calor residual natural del corio se reduce gradualmente hasta alcanzar un equilibrio con la convección y la conducción hacia las paredes de contención, se enfría lo suficiente como para apagar los sistemas de rociado de agua y almacenar el reactor de forma segura. La contención se puede sellar liberando una cantidad extremadamente limitada de radiactividad fuera del sitio y reduciendo la presión. Tras aproximadamente una década para que los productos de fisión se desintegren, la contención se puede reabrir para su descontaminación y demolición.

Otro escenario contempla la acumulación de hidrógeno potencialmente explosivo, pero los recombinadores autocatalíticos pasivos dentro del recinto de contención están diseñados para evitarlo. En Fukushima, los recintos de contención se llenaron con nitrógeno inerte, lo que impidió que el hidrógeno ardiera; sin embargo, el hidrógeno se filtró del recinto al edificio del reactor, donde se mezcló con el aire y explotó. ^{[ 15 ]} Durante el accidente de Three Mile Island en 1979, se formó una burbuja de hidrógeno en la cúpula del recipiente de presión. Inicialmente, existía la preocupación 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 posible escenario consiste en que el recipiente de presión del reactor falle de forma simultánea, provocando que toda la masa de corio caiga en una piscina de agua (por ejemplo, refrigerante o moderador) y genere vapor a una velocidad vertiginosa. El aumento de presión dentro de la contención podría comprometer su integridad si los discos de ruptura no pudieran aliviar la tensión. Las sustancias inflamables expuestas podrían arder, pero dentro de la contención hay pocas, o ninguna, sustancias inflamables.

Otra teoría, denominada fallo de "modo alfa" por el estudio de Rasmussen de 1975 ( WASH-1400 ), afirmaba que el vapor podía generar suficiente presión como para desprender la tapa del recipiente de presión del reactor (RPV). La contención podría verse comprometida si la tapa del RPV colisionara con ella. (El informe WASH-1400 fue sustituido por estudios más recientes y mejor fundamentados, y ahora la Comisión Reguladora Nuclear los ha desautorizado todos y está preparando el estudio general Análisis de Consecuencias de Reactores de Último Nivel [SOARCA] ; véase la cláusula de exención de responsabilidad en NUREG-1150 ).

Para 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 resultó popular tanto en la prensa técnica como en la popular. ^{[ 17 ]} En 1971, en el artículo " Pensamientos sobre la fontanería nuclear" , el ex físico nuclear del Proyecto Manhattan , Ralph Lapp, utilizó el término "síndrome de China" para describir una posible perforación de las estructuras de contención y la posterior fuga de material radiactivo 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 el recipiente de presión del reactor y la estructura de contención y quemarse hacia abajo hasta el nivel del agua subterránea . ^{[ 19 ]}

No se ha determinado hasta qué punto una masa fundida puede atravesar una estructura (aunque esto se probó en el reactor de prueba de pérdida de fluido descrito en la hoja informativa del Área de Pruebas Norte ^{[ 20 ]} ). El accidente de Three Mile Island proporcionó experiencia real con un núcleo fundido: el corio no logró atravesar el recipiente de presión del reactor después de más de seis horas de exposición debido a la dilución del material fundido por las barras de control y otros componentes internos del reactor, lo que valida la importancia de la defensa en profundidad contra incidentes de daños en el núcleo.

Los reactores CANDU , de diseño canadiense de deuterio-uranio, están diseñados con al menos uno, y generalmente dos, grandes depósitos de agua a baja temperatura y baja presión alrededor de sus canales de combustible/refrigerante. El primero es el moderador de agua pesada (un sistema separado del refrigerante), y el segundo es el tanque de protección (o bóveda de la calandria ) lleno de agua ligera. Estos disipadores de calor de respaldo son suficientes para prevenir la fusión del combustible (utilizando el disipador de calor del moderador) o la ruptura del recipiente del núcleo si el moderador finalmente se evapora (utilizando el disipador de calor del tanque de protección). ^{[ 21 ]} Es probable que en un reactor CANDU ocurran otros modos de falla además de la fusión del combustible, como la deformación de la calandria en una configuración no crítica. Todos los reactores CANDU también se encuentran 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 ni a daños en el núcleo, salvo en circunstancias extremas. Gracias al refrigerante relativamente inerte (dióxido de carbono), su gran volumen y alta presión, y la elevada eficiencia de transferencia de calor del reactor, el tiempo necesario para que se produzcan daños en el núcleo en caso de un fallo crítico se mide en días. Restablecer algún tipo de flujo de refrigerante evitará que se produzcan daños en el núcleo.

Recientemente, se ha propuesto el metal líquido pesado, como el plomo o el plomo-bismuto, como refrigerante de reactor. ^{[ 22 ]} Debido a las densidades similares del combustible y el HLM, se desarrolla un mecanismo de retroalimentación de auto-eliminación de seguridad pasiva inherente debido a las fuerzas de flotación, que impulsa el lecho empaquetado lejos de la pared cuando se alcanza cierto umbral de temperatura y el lecho se vuelve más ligero que el refrigerante circundante, evitando así temperaturas que pueden poner en peligro la integridad estructural del recipiente y también reduciendo el potencial de recriticidad al limitar la profundidad admisible del lecho.

Algunos conceptos de diseño para reactores nucleares hacen hincapié en la resistencia a la fusión del núcleo y la seguridad operativa.

Los diseños PIUS ( Process Inherent Ultimate Safety ), concebidos originalmente por los suecos a finales de la década de 1970 y principios de la de 1980, son reactores de agua ligera (LWR) que, gracias a su diseño, son resistentes a los daños en el núcleo. Nunca se ha construido ninguna unidad.

Los reactores de potencia, incluido el Reactor de Energía Eléctrica Desplegable (DEER) , 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 central eléctrica y fuente de calor para uso en comunidades pequeñas y remotas, han sido propuestos por ingenieros interesados ​​y comparten las características de seguridad del TRIGA debido al combustible de hidruro de circonio y uranio 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 torio de fluoruro líquido está diseñado para que su núcleo se encuentre naturalmente en estado fundido, como una mezcla eutéctica de sales de torio y flúor. Por lo tanto, un núcleo fundido refleja el estado normal y seguro de operación de este tipo de reactor. En caso de sobrecalentamiento del núcleo, un tapón metálico se fundirá y el núcleo de sales fundidas se drenará a 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 , utilizan como refrigerante el sodio metálico, que posee una capacidad calorífica muy elevada. Por ello, pueden soportar una pérdida de refrigeración sin necesidad de parada de emergencia (SCRAM) y una pérdida de disipación de calor sin necesidad de SCRAM, lo que los convierte en intrínsecamente seguros.

Los reactores RBMK ( Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy) de diseño soviético , que solo se encuentran en Rusia y otros estados postsoviéticos y que actualmente están fuera de servicio en todo el mundo, no tienen edificios de contención, son inherentemente inestables (con tendencia a fluctuaciones de potencia peligrosas) y cuentan con sistemas de refrigeración de emergencia (ECCS) considerados totalmente inadecuados según los estándares de seguridad occidentales.

Los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo del RBMK solo tienen una división y poca redundancia dentro de ella. Aunque el gran núcleo del RBMK es menos denso en energía que el núcleo más pequeño de los reactores LWR occidentales, es más difícil de enfriar. El RBMK se modera con 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 arde de forma explosiva. Si el oxígeno entra en contacto con grafito caliente, arderá. 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 se evapora, se pierde la refrigeración, pero la moderación continúa. Esto se denomina coeficiente de reactividad de vacío positivo.

El reactor RBMK tiende a sufrir fluctuaciones de potencia peligrosas. Las barras de control pueden atascarse si el reactor se calienta repentinamente y estas se encuentran en movimiento. El xenón-135, un producto de fisión que absorbe neutrones, tiende a acumularse en el núcleo y a consumirse de forma impredecible en caso de funcionamiento a baja potencia. Esto puede provocar imprecisiones en las especificaciones de potencia neutrónica y térmica.

El reactor RBMK no cuenta con ningún sistema de contención sobre el núcleo. La única barrera sólida sustancial sobre el combustible es la parte superior del núcleo, denominada escudo biológico superior, que consiste en una pieza de hormigón interpenetrada con barras de control y con orificios de acceso para la recarga de combustible durante su 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 brindado ayuda occidental para proporcionar al personal operativo ciertas capacidades de monitoreo de seguridad en tiempo real. Se desconoce si esto incluye la activación automática de la refrigeración de emergencia. Se ha impartido capacitación en evaluación de seguridad por parte de fuentes occidentales, y los reactores rusos han evolucionado en respuesta a las deficiencias del RBMK. No obstante, numerosos reactores RBMK aún están en funcionamiento.

Si bien podría ser posible detener una pérdida de refrigerante antes de que se produzcan daños en el núcleo, cualquier incidente que cause daños en el núcleo probablemente permitirá una liberación masiva de materiales radiactivos.

Al ingresar en la UE en 2004, Lituania tuvo que desmantelar gradualmente sus dos reactores RBMK en la central nuclear de Ignalina , considerados incompatibles con las normas europeas de seguridad nuclear. El país planeaba reemplazarlos con reactores más seguros en la central nuclear de Visaginas .

El MKER es un reactor moderno de tipo canal de ingeniería rusa, descendiente lejano del RBMK, diseñado para optimizar las ventajas 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 la recarga de combustible, lo que garantiza paradas solo 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 quemado. Las características neutrónicas se han optimizado para uso civil, para una fertilización y reciclaje de combustible superiores; y la moderación con grafito logra una neutrónica mejor que la que se puede lograr con la moderación con agua ligera. La menor densidad de potencia del núcleo mejora considerablemente la regulación térmica.

Una serie de mejoras hacen que la seguridad del MKER sea comparable a la de los reactores occidentales de Generación III: mayor calidad de los componentes, controles informáticos avanzados, un sistema integral de refrigeración pasiva de emergencia del núcleo y una estructura de contención muy robusta, junto con un coeficiente de vacío negativo y un sistema de parada rápida de acción inmediata. 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 extremas. En caso de rotura de una tubería de un canal de agua de refrigeración, este puede aislarse del suministro de agua, evitando así un fallo general.

La mayor seguridad del diseño MKER aumenta su competitividad en los países que consideran opciones de ciclo completo del combustible para el desarrollo nuclear.

El reactor VVER es un reactor de agua ligera presurizada mucho más estable y seguro que el RBMK. Esto se debe a que utiliza agua ligera como moderador (en lugar de grafito), posee características operativas bien definidas y tiene un coeficiente de reactividad de vacío negativo. Además, algunos se han construido con sistemas de contención superiores a los mínimos, otros cuentan con sistemas ECCS de alta calidad y otros se han actualizado a 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 occidentales.

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

El reactor VVER-440 V230 carece de un edificio de contención, sino únicamente de una estructura capaz de confinar el vapor que rodea la válvula de presión del reactor. Se trata de un volumen de acero delgado, de tan solo 2,5 a 5,1 cm de espesor, lo cual resulta claramente insuficiente según los estándares occidentales. 

• No tiene sistema de control de emisiones. Puede soportar como máximo una rotura de tubería de 10 cm (4 pulgadas) (el diseño incluye muchas tuberías de mayor diámetro).  
• Tiene seis circuitos de generador de vapor, lo que añade una complejidad innecesaria.
  • Al parecer, los circuitos del generador de vapor pueden aislarse en caso de que se produzca una avería en alguno de ellos. La central puede seguir funcionando con un circuito aislado, una característica que se encuentra en pocos reactores occidentales.

El interior del recipiente a presión es de acero aleado simple, expuesto al agua. Esto puede provocar corrosión si el reactor se expone al agua. Una diferencia notable entre el VVER y el reactor occidental radica en la instalación de depuración del agua del reactor, construida, sin duda, para tratar el enorme volumen de óxido dentro del circuito de refrigeración primaria, producto de la corrosión gradual del recipiente a presión. Se considera que este modelo presenta sistemas de control de procesos inadecuados.

Bulgaria contaba con varios reactores VVER-440 V230, pero optó por desmantelarlos al unirse a la UE en lugar de modernizarlos, y ahora está construyendo nuevos reactores VVER-1000. Muchos países no pertenecientes a la UE mantienen reactores V230, entre ellos Rusia y la CEI. Muchos de estos países, en lugar de abandonar los reactores por completo, han optado por instalar un sistema de control de emergencia (ECCS), desarrollar procedimientos estándar e instalar instrumentación y sistemas de control adecuados. Si bien los confinamientos no pueden transformarse en contenciones, el riesgo de una falla limitante que provoque daños en el núcleo puede reducirse considerablemente.

El modelo VVER-440 V213 se construyó conforme a las primeras normas soviéticas de seguridad nuclear. Posee un edificio de contención modesto y sistemas ECCS, aunque no cumplen completamente con los estándares occidentales, son razonablemente completos. Muchos reactores VVER-440 V213 operados por países del antiguo bloque soviético se han modernizado con sistemas de instrumentación y control totalmente automatizados de estilo occidental, lo que ha mejorado la seguridad hasta alcanzar niveles occidentales en cuanto a prevención de accidentes, pero no en cuanto a contención de accidentes, que se encuentra en un nivel modesto en comparación con las centrales occidentales. Estos reactores se consideran suficientemente seguros según los estándares occidentales para continuar operando sin modificaciones importantes, aunque la mayoría de los propietarios han realizado modificaciones sustanciales para alcanzar niveles de seguridad nuclear generalmente equivalentes.

Durante la década de 1970, Finlandia construyó dos reactores VVER-440 modelo V213 que cumplían con los estándares occidentales, con un sistema de contención total de gran volumen, instrumentación de vanguardia, estándares de control avanzados y un sistema de refrigeración de emergencia (ECCS) con múltiples componentes redundantes y diversificados. Además, se instalaron medidas de seguridad pasiva, como condensadores de hielo de 900 toneladas, lo que convierte a estas dos unidades en los VVER-440 más avanzados del mundo en términos de seguridad.

El reactor tipo VVER-1000 cuenta con un sistema de contención de estilo occidental que resulta totalmente adecuado, el sistema de control de emisiones (ECCS) es suficiente según los estándares occidentales, y la instrumentación y el control se han mejorado notablemente hasta alcanzar los niveles de la década de 1970 en Occidente.

• 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 entre más de 200) se sobrecalentara y se fundiera. ^{[ 26 ]}
• El reactor prototipo SL-1 de la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho sufrió un evento de criticidad repentina y fue destruido en 1961 después de que un operador ayudara a mover manualmente la barra de control central.
• El reactor de EBR-I sufrió una fusión parcial durante una prueba de flujo de refrigerante el 29 de noviembre de 1955.
• El reactor experimental de sodio del laboratorio de campo de Santa Susana fue un reactor nuclear experimental que funcionó desde 1957 hasta 1964 y fue la primera central eléctrica comercial del mundo en sufrir una fusión del núcleo en julio de 1959.
• La fusión parcial del reactor experimental de reproducción rápida Fermi 1 , ocurrida en 1966, obligó a reparar el reactor, aunque nunca llegó a funcionar a pleno rendimiento posteriormente.
• El reactor SNAP8DR del Laboratorio de Campo de Santa Susana sufrió daños en aproximadamente un tercio de su combustible en un accidente ocurrido en 1969.
• El accidente de Three Mile Island , en 1979, al que la prensa se refirió como una "fusión parcial del núcleo", ^{[ 27 ]} condujo al desmantelamiento total y al cierre permanente del reactor 2. La unidad 1 continuó operando hasta 2019.

• Varios submarinos nucleares de la Armada soviética sufrieron fusiones nucleares, entre ellos el K-27 , el K-140 y el K-431 .
• El reactor 4 de la central nuclear de Chernóbil sufrió una fusión total del reactor y una explosión de vapor tras haber sido puesto en una configuración insegura.

• Durante el desastre nuclear de Fukushima Daiichi, ocurrido 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 n.º 1 de la central nuclear se fundió. ^{[ 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 diseño del sistema de las centrales nucleares construidas a finales de la década de 1960 generó preocupación de que un accidente grave en el reactor pudiera liberar grandes cantidades de materiales radiactivos a la atmósfera y al medio ambiente. Para 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 , el ex físico nuclear del Proyecto Manhattan (1942-1946), Ralph Lapp, utilizó el término "síndrome de China" para describir una posible perforación, 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 ]} En el caso de Lapp, el hipotético accidente nuclear fue adaptado cinematográficamente como El síndrome de China (1979).

El verdadero susto, sin embargo, provino de una cita de la película de 1979, El síndrome de China , que decía: "Se funde hasta el fondo de la planta, teóricamente hacia China, pero por supuesto, tan pronto como toca el agua subterránea, explota en la atmósfera y emite nubes de radiactividad. El número de muertos dependería de la dirección del viento, dejando un área del tamaño de Pensilvania 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 Three Mile Island 2 ( 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 ]} Así, el combustible del reactor TMI-2 y los productos de fisión perforaron 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 fue destruido, una masa de corio líquido del núcleo fundido comenzó a perforar 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 tubería de vapor). Existía la preocupación de que se hubiera producido una explosión de vapor si el corio caliente hubiera entrado en contacto con el agua, lo que habría resultado en la liberación de más materiales radiactivos al aire. Debido a los daños del accidente, tres trabajadores de la central operaron manualmente las válvulas necesarias para drenar esta piscina . ^{[ 34 ] [ 35 ] [ 36 ]} Sin embargo, esta preocupación resultó ser infundada ya que (desconocido para aquellos en ese momento) el corio 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 cerámica de color marrón claro que flotaba en el agua.