Hispanopedia WikiUn accidente por pérdida de refrigerante ( LOCA , por sus siglas en inglés) es un modo de falla en un reactor nuclear en el que se pierde parcial o totalmente el refrigerante o el flujo de refrigerante que elimina el calor del núcleo del reactor. Si no se gestiona eficazmente, un LOCA puede provocar daños en el núcleo del reactor. El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS, por sus siglas en inglés) de cada central nuclear está diseñado específicamente para hacer frente a un LOCA, y estos accidentes se analizan como accidentes de diseño durante la certificación del reactor.
Fondo
Los reactores nucleares generan calor internamente; para eliminar este calor y convertirlo en energía eléctrica útil, se utiliza un sistema de refrigeración . Si este flujo de refrigerante se reduce o se pierde por completo, el sistema de parada de emergencia del reactor nuclear está diseñado para detener la reacción en cadena de fisión . Sin embargo, debido a la desintegración radiactiva , el combustible nuclear seguirá generando una cantidad significativa de calor. El calor residual producido por la parada de un reactor a plena potencia equivale inicialmente a entre el 5 % y el 6 % de la potencia térmica nominal del reactor. [ 1 ]
Si todos los sistemas de refrigeración independientes del ECCS fallan al funcionar según lo previsto, este calor puede aumentar la temperatura del combustible hasta el punto de dañar el reactor:
- Si hay agua presente, puede hervir y reventar las tuberías. Por este motivo, las centrales nucleares están equipadas con válvulas de alivio de presión y sistemas de reserva de agua de refrigeración.
- Si hay grafito y aire presentes, el grafito puede incendiarse , propagando la contaminación radiactiva . Esta situación solo se da en los reactores AGR , RBMK , Magnox y reactores de producción de armas, que utilizan grafito como moderador de neutrones (véase el desastre de Chernóbil y el incendio de Windscale ).
- El combustible y los componentes internos del reactor pueden fundirse; si la configuración fundida permanece crítica, la masa fundida continuará generando calor, posiblemente fundiéndose y abriéndose paso a través del fondo del reactor. Este evento se denomina fusión nuclear y puede tener graves consecuencias. El llamado " síndrome de China " sería este proceso llevado al extremo: la masa fundida descendiendo a través del suelo hasta el nivel freático (e incluso más abajo); sin embargo, el conocimiento y la experiencia actuales sobre las reacciones de fisión nuclear sugieren que la masa fundida se desintegraría demasiado como para continuar generando calor antes de descender a gran profundidad; por ejemplo, en el desastre de Chernóbil , el núcleo del reactor se fundió y se encontraron restos del núcleo en el sótano , demasiado dispersos como para continuar una reacción en cadena (pero aún peligrosamente radiactivos).
Respuesta del reactor a la pérdida de refrigerante
En condiciones de funcionamiento, un reactor puede aumentar o disminuir pasivamente su potencia (es decir, en ausencia de sistemas de control) en caso de una pérdida de refrigerante o de la aparición de vacíos en su sistema de refrigeración (por ejemplo, por ebullición del agua). Esto se mide mediante el coeficiente de vacío del refrigerante . La mayoría de las centrales nucleares modernas tienen un coeficiente de vacío negativo, lo que indica que, a medida que el agua se convierte en vapor, la potencia disminuye instantáneamente. Dos excepciones son el reactor soviético RBMK y el reactor canadiense CANDU . Los reactores de agua en ebullición , por otro lado, están diseñados para tener vacíos de vapor dentro del recipiente del reactor.
Los reactores modernos están diseñados para prevenir y soportar la pérdida de refrigerante, independientemente de su coeficiente de vacío , utilizando diversas técnicas:
- Algunos diseños de reactores cuentan con características de seguridad pasiva que ralentizan o detienen la reacción en cadena y eliminan el calor residual sin intervención del operador ni energía externa. El reactor de lecho de guijarros , por ejemplo, puede soportar transitorios de temperatura extremos en su combustible. El reactor CANDU tiene dos grandes masas de agua relativamente fría y a baja presión (la primera es el moderador de agua pesada; la segunda es el tanque de protección lleno de agua ligera) que actúan como disipadores de calor. En el módulo de energía nuclear autorregulado moderado por hidrógeno , la descomposición química del combustible de hidruro de uranio detiene la reacción de fisión al eliminar el moderador de hidrógeno. [ 2 ] El mismo principio se utiliza en los reactores de investigación TRIGA .
- Otros diseños se basan en extensos sistemas de seguridad activa para detener rápidamente la reacción en cadena, y pueden además contar con sistemas de seguridad pasiva (como un gran disipador de calor alrededor del núcleo del reactor, sistemas de refrigeración/condensación de respaldo activados pasivamente o una estructura de contención refrigerada pasivamente) que mitigan el riesgo de daños adicionales.
Evolución tras la pérdida de refrigerante
Se dedica mucho esfuerzo a la prevención de un incidente grave en el núcleo de la planta. Si ocurriera tal incidente, se prevé que tres procesos físicos diferentes aumenten el tiempo entre el inicio del accidente y el momento en que podría producirse una liberación importante de radiactividad. Estos tres factores proporcionarían tiempo adicional a los operadores de la planta para mitigar las consecuencias del incidente:
- El tiempo necesario para que el agua se evapore (refrigerante, moderador) . Suponiendo que en el momento en que ocurra el accidente el reactor se detendrá mediante SCRAM (inserción inmediata y completa de todas las barras de control), reduciendo así la potencia térmica de entrada y retrasando aún más la ebullición.
- El tiempo necesario para que el combustible se funda . Una vez que el agua ha hervido, el tiempo necesario para que el combustible alcance su punto de fusión estará determinado por el aporte de calor debido a la desintegración de los productos de fisión, la capacidad calorífica del combustible y el punto de fusión del combustible.
- El tiempo necesario para que el combustible fundido atraviese el límite de presión primario . El tiempo necesario para que el metal fundido del núcleo atraviese el límite de presión primario (en los reactores de agua ligera este es el recipiente de presión; en los reactores CANDU y RBMK este es el conjunto de canales de combustible presurizados; en los reactores PHWR como Atucha I , será una doble barrera de canales y el recipiente de presión) dependerá de las temperaturas y los materiales del límite. El hecho de que el combustible permanezca crítico en las condiciones dentro del núcleo dañado o fuera de él desempeñará un papel significativo.
Revestimientos de combustible
La mayoría de los reactores utilizan una aleación de circonio como material para el revestimiento de las barras de combustible debido a su resistencia a la corrosión y su baja sección transversal de absorción de neutrones. Sin embargo, una desventaja importante de las aleaciones de circonio es que, al sobrecalentarse, se oxidan y producen una reacción exotérmica descontrolada con el agua (vapor) que genera hidrógeno.Estas reacciones fueron las que provocaron las explosiones de hidrógeno en el desastre nuclear de Fukushima Daiichi. El hidrógeno absorbido por el revestimiento durante el funcionamiento normal del reactor también degrada las propiedades mecánicas de las aleaciones de circonio mediante la fragilización inducida por hidruros , lo que puede influir aún más en el comportamiento del revestimiento en condiciones de accidente. [ 3 ]
![{\displaystyle {\mathrm {Zr} {}+{}2\,\mathrm {H} {\vphantom {A}}_{\smash[{t}]{2}}\mathrm {O} {}\mathrel {\longrightarrow } {}\mathrm {ZrO} {\vphantom {A}}_{\smash[{t}]{2}}{}+{}2\,\mathrm {H} {\vphantom {A}}_{\smash[{t}]{2}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/0b3e7fdc0ade5cdcf96a84a4ebda20f9d8b2184b)
Comportamiento de ruptura
El calor residual de desintegración provoca un rápido aumento de la temperatura y la presión interna del revestimiento del combustible, lo que conduce a la deformación plástica y la posterior rotura. Durante un accidente por pérdida de refrigerante, los revestimientos de combustible a base de circonio experimentan simultáneamente oxidación a alta temperatura, transformación de fase y deformación por fluencia. [ 4 ] Estos mecanismos han sido ampliamente estudiados por investigadores utilizando modelos de criterio de rotura. En un estudio, los investigadores desarrollaron un criterio de rotura para revestimientos de combustible Zircaloy-4 y determinaron que el efecto del entorno de vapor en la falla de los revestimientos es insignificante a bajas temperaturas. Sin embargo, a medida que aumenta la temperatura de rotura, se produce una rápida oxidación de los revestimientos de Zircaloy-4 que conduce a una fuerte disminución de su ductilidad. De hecho, a temperaturas más altas, la deformación de rotura cae prácticamente a cero, lo que significa que el revestimiento oxidado se vuelve tan frágil localmente que se predice que fallará sin ninguna deformación o tensión adicional.
La cantidad de oxígeno absorbido por la aleación de circonio depende del tiempo de exposición al vapor (H₂O ) antes de la fractura. En fracturas rápidas debidas a altas velocidades de calentamiento y presiones internas elevadas, la oxidación es insignificante. Sin embargo, la oxidación desempeña un papel importante en la fractura a bajas velocidades de calentamiento y bajas presiones internas iniciales.
Recubrimientos resistentes a la oxidación
Los sustratos de aleación de circonio pueden recubrirse para mejorar su resistencia a la oxidación. En un estudio, los investigadores recubrieron un sustrato de Zirlo con la fase MAX de Ti₂AlC utilizando una técnica híbrida de pulverización catódica por arco/magnetrón seguida de un tratamiento de recocido. Posteriormente, investigaron las propiedades mecánicas y la resistencia a la oxidación en condiciones de vapor puro a 1000 °C, 1100 °C y 1200 °C bajo diferentes tiempos de oxidación. Los resultados mostraron que el recubrimiento del sustrato de Zirlo con Ti₂AlC provocó un aumento en la dureza y el módulo elástico en comparación con el sustrato desnudo. Además, la resistencia a la oxidación a alta temperatura mejoró significativamente. Las ventajas del Ti₂AlC sobre otros materiales de recubrimiento son que tiene una excelente estabilidad bajo irradiación de neutrones, un coeficiente de expansión térmica más bajo , mejor resistencia al choque térmico y mayor resistencia a la oxidación a temperatura. [ 5 ] La Tabla 1 proporciona una buena indicación de las propiedades mecánicas mejoradas como resultado del recubrimiento y la mayor resistencia a la deformación plástica.
Otro estudio reciente evaluó recubrimientos de Cr y FeCrAl (depositados sobre Zircaloy-4 mediante tecnología de pulverización de plasma atmosférico) en condiciones simuladas de pérdida de refrigerante. [ 6 ] El recubrimiento de Cr mostró una resistencia superior a la oxidación. La formación de una capa compacta de Cr₂O₃ sobre el recubrimiento de Cr actuó como una barrera de difusión de oxígeno que protegió el sustrato de Zr de la oxidación , mientras que el recubrimiento de FeCrAl se degradó debido a la interdifusión entre el recubrimiento y el sustrato de Zr a alta temperatura, lo que permitió que el Zr aún se oxidara.
pequeños reactores modulares
Los reactores modulares pequeños (SMR) están diseñados con inventarios de núcleo más pequeños y cargas térmicas residuales menores que los reactores grandes convencionales, y muchos diseños se basan en sistemas de seguridad pasivos en lugar de equipos activos alimentados externamente para hacer frente a un accidente por pérdida de refrigerante. En los diseños de SMR con reactor de agua a presión integral , los componentes del circuito primario (generadores de vapor y presurizador) se alojan dentro del propio recipiente de presión del reactor , eliminando las tuberías externas de refrigerante primario de gran diámetro cuya rotura constituye el clásico accidente por pérdida de refrigerante de gran tamaño en las centrales convencionales. Como resultado, solo los escenarios de accidentes por pérdida de refrigerante de menor magnitud siguen siendo creíbles, y su progresión difiere de la de los grandes reactores de agua a presión. [ 7 ]
El diseño de NuScale , el primer SMR certificado por la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. , ilustra este enfoque: cada módulo del reactor está encerrado en un recipiente de contención de acero sumergido en una gran piscina de agua subterránea que actúa como disipador de calor definitivo. En caso de una señal de LOCA, el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, totalmente pasivo, abre las válvulas de ventilación y de recirculación del reactor; el vapor liberado del recipiente de presión se condensa en las paredes de contención y regresa al núcleo por circulación natural, lo que permite la eliminación del calor residual durante un período prolongado sin energía externa, agua adicional ni intervención del operador. [ 8 ] Otros conceptos de SMR adoptan estrategias similares, como sistemas pasivos de eliminación de calor residual que lo envían a tanques de refrigeración de emergencia por circulación natural. [ 9 ]
Accidentes notables
Isla de las Tres Millas
El accidente de Three Mile Island de 1979 en Estados Unidos fue un accidente de pérdida de refrigerante por rotura menor: una válvula de alivio operada por piloto en el presurizador se atascó abierta después de una parada del reactor, lo que permitió que el refrigerante primario escapara sin ser detectado. Una instrumentación errónea provocó que los operadores redujeran la inyección de emergencia, y la consiguiente pérdida de refrigeración del núcleo condujo a una fusión parcial del núcleo del reactor de la Unidad 2. [ 10 ]
Fukushima Daiichi
El desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 se produjo debido a una pérdida de refrigerante. Los circuitos que suministraban energía eléctrica a las bombas de refrigerante fallaron, provocando una pérdida de refrigeración del núcleo, fundamental para la eliminación del calor residual de desintegración que se produce incluso después de que los reactores activos se apagan y cesa la fisión nuclear. La pérdida de refrigeración del núcleo del reactor provocó tres fusiones nucleares, tres explosiones de hidrógeno y la liberación de contaminación radiactiva.
Las explosiones de hidrógeno pueden atribuirse directamente a la oxidación del circonio por el vapor en el revestimiento del combustible como consecuencia de la pérdida de refrigerante.
Véase también
Referencias
- ↑ "Manual de fundamentos del DOE - Calor de desintegración, física nuclear y teoría de reactores, vol. 2, módulo 4, pág. 61" . Consultado el 20 de abril de 2016 .
- ↑ Peterson, Otis G. (2008-03-20). "Solicitud de patente 11/804450: Módulo de energía nuclear autorregulable" . Publicación de solicitud de patente de los Estados Unidos . Oficina de Patentes y Marcas de los Estados Unidos, Gobierno Federal de los Estados Unidos, Washington, DC, EE. UU . Recuperado el 5 de septiembre de 2009 .
- ↑ Suman, Siddharth; Khan, Mohd. Kaleem; Pathak, Manabendra; Singh, RN; Chakravartty, JK (2015-05-11). "Hidrógeno en Zircaloy: Mecanismo y sus impactos". International Journal of Hydrogen Energy . 40 (17): 5976– 5994. doi : 10.1016/j.ijhydene.2015.03.049 . ISSN 0360-3199 .
- ↑ Suman, Siddharth; Khan, Mohd. Kaleem; Pathak, Manabendra; Singh, RN; Chakravartty, JK (2016-10-01). "Comportamiento de ruptura del revestimiento del combustible nuclear durante un accidente por pérdida de refrigerante" . Ingeniería y diseño nuclear . 307 : 319–327 . Bibcode : 2016NuEnD.307..319S . doi : 10.1016/j.nucengdes.2016.07.022 . ISSN 0029-5493 .
- ↑ Li, Wentao; Wang, Zhenyu; Shuai, Jintao; Xu, Beibei; Wang, Aiying; Ke, Peiling (2019-08-01). "Un recubrimiento de Ti2AlC de alta resistencia a la oxidación sobre sustratos de Zirlo para condiciones de accidente por pérdida de refrigerante" . Ceramics International . 45 (11): 13912– 13922. doi : 10.1016/j.ceramint.2019.04.089 . ISSN 0272-8842 . S2CID 149686337 .
- ^ Wang, Yiding; Zhou, Wancheng; Wen, Qinlong; Ruan, Xingcui; Luo, Fa; Bai, Guanghai; Qing, Yuchang; Zhu, Dongmei; Huang, Zhibin; Zhang, Yanwei; Liu, Tong (25 de junio de 2018). "Comportamiento de recubrimientos de Cr pulverizados con plasma y recubrimientos de FeCrAl sobre revestimientos de combustible de Zr en condiciones de accidente por pérdida de refrigerante" . Tecnología de superficies y revestimientos . 344 : 141– 148. doi : 10.1016/j.surfcoat.2018.03.016 . ISSN 0257-8972 . S2CID 139798895 .
- ↑ Skolik, K.; et al. (2022). Simulación de escenario tipo LOCA para NuScale-SMR con RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 . 30.ª Conferencia Internacional sobre Ingeniería Nuclear (ICONE30).
- ↑ Brigantic, Adam; et al. (2023). "Características de seguridad únicas y requisitos de licencia del reactor modular pequeño NuScale" . Frontiers in Energy Research . 11 1160150. doi : 10.3389/fenrg.2023.1160150 .
- ↑ Hibiki, T.; et al. (2016). "Evaluación del sistema de seguridad pasiva de un reactor modular pequeño (SMR)". Annals of Nuclear Energy . doi : 10.1016/j.anucene.2016.07.018 .
- ↑ "Información general sobre el accidente de Three Mile Island" . Comisión Reguladora Nuclear de EE . UU. Consultado el 12 de junio de 2026 .
- accidentes en centrales nucleares civiles
- Seguridad de los reactores nucleares