Un accidente por pérdida de refrigerante ( LOCA , por sus siglas en inglés) es un modo de falla de un reactor nuclear ; si no se gestiona de manera eficaz, los resultados de un LOCA podrían provocar daños en el núcleo del reactor. El sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS, por sus siglas en inglés) de cada planta nuclear existe específicamente para lidiar con un LOCA.
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 apagado 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 de desintegración producido por un apagado del reactor a plena potencia es inicialmente equivalente a alrededor del 5 al 6% de la potencia térmica del reactor. [1] Si todos los trenes de refrigeración independientes del ECCS no funcionan como están diseñados, este calor puede aumentar la temperatura del combustible hasta el punto de dañar el reactor.
En condiciones de funcionamiento, un reactor puede aumentar o disminuir pasivamente (es decir, en ausencia de cualquier sistema de control) su potencia de salida en caso de un LOCA o de que aparezcan huecos en su sistema de refrigeración (por ejemplo, por ebullición del agua). Esto se mide mediante el coeficiente de huecos del refrigerante . La mayoría de las centrales nucleares modernas tienen un coeficiente de huecos negativo, lo que indica que, a medida que el agua se convierte en vapor, la potencia disminuye instantáneamente. Dos excepciones son el RBMK soviético y el CANDU canadiense . Los reactores de agua en ebullición , por otro lado, están diseñados para tener huecos 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 , mediante diversas técnicas. Algunos, como el reactor de lecho de bolas , ralentizan pasivamente la reacción en cadena cuando se pierde refrigerante; otros tienen amplios sistemas de seguridad para detener rápidamente la reacción en cadena y pueden tener amplios sistemas de seguridad pasiva (como un gran disipador térmico alrededor del núcleo del reactor, sistemas de refrigeración/condensación de respaldo activados pasivamente o una estructura de contención enfriada pasivamente) que mitigan el riesgo de daños adicionales.
Se requiere mucho trabajo para prevenir un accidente grave en el núcleo. Si se produjera un accidente de este tipo, se espera que tres procesos físicos diferentes aumenten el tiempo entre el inicio del accidente y el momento en que podría producirse una gran liberación de radiactividad. Estos tres factores proporcionarían tiempo adicional a los operadores de la planta para mitigar las consecuencias del accidente:
El desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 se produjo debido a un accidente por pérdida de refrigerante. Los circuitos que suministraban energía eléctrica a las bombas de refrigerante fallaron, lo que provocó una pérdida de refrigeración del núcleo que era fundamental para la eliminación del calor residual de desintegración que se produce incluso después de que se apagan los reactores activos 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 se pueden atribuir directamente a la oxidación del circonio por el vapor en las vainas del combustible como resultado de la pérdida de refrigerante.
La mayoría de los reactores utilizan una aleación de circonio como material para los revestimientos de las barras de combustible debido a su resistencia a la corrosión y a su baja sección transversal de absorción de neutrones. Sin embargo, una desventaja importante de las aleaciones de circonio es que, cuando se sobrecalientan, se oxidan y producen una reacción exotérmica descontrolada con el agua (vapor) que conduce a la producción de hidrógeno: . Tales reacciones son las que llevaron a las explosiones de hidrógeno en el desastre nuclear de Fukushima Daiichi.
El calor residual de desintegración provoca un rápido aumento de la temperatura y la presión interna de las vainas de combustible, lo que conduce a una deformación plástica y posterior estallido. Durante un accidente por pérdida de refrigerante, las vainas de combustible a base de circonio sufren oxidación a alta temperatura, transformación de fase y deformación por fluencia simultáneamente. [3] Estos mecanismos han sido ampliamente estudiados por investigadores utilizando modelos de criterio de estallido. En un estudio, los investigadores desarrollaron un criterio de estallido para las vainas de combustible de Zircaloy-4 y determinaron que el efecto del entorno de vapor en la falla de las vainas es insignificante a bajas temperaturas. Sin embargo, a medida que aumenta la temperatura de estallido, se produce una rápida oxidación de las vainas de Zircaloy-4 que conduce a una marcada disminución de su ductilidad. De hecho, a temperaturas más altas, la deformación por estallido cae prácticamente a cero, lo que significa que la vaina oxidada se vuelve tan frágil localmente que se predice que fallará sin ninguna deformación o deformación adicional.
La cantidad de oxígeno absorbido por la aleación de circonio depende del tiempo de exposición al vapor (H2O ) antes de la ruptura. En el caso de rupturas rápidas debidas a altas tasas de calentamiento y presiones internas, la oxidación es insignificante. Sin embargo, la oxidación desempeña un papel importante en la fractura cuando las tasas de calentamiento y las presiones internas iniciales son bajas.
Los sustratos de aleación de circonio se pueden recubrir para mejorar su resistencia a la oxidación. En un estudio, los investigadores recubrieron un sustrato Zirlo con la fase MAX de Ti2AlC utilizando una técnica híbrida de pulverización catódica con arco y 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 recubrir el sustrato Zirlo con Ti2AlC provocó un aumento de la dureza y el módulo elástico en comparación con el sustrato desnudo. Además, la resistencia a la oxidación a alta temperatura mejoró significativamente. Los beneficios del Ti2AlC sobre otros materiales de recubrimiento son que tiene una excelente estabilidad bajo la irradiación de neutrones, un coeficiente de expansión térmica más bajo, mejor resistencia al choque térmico y una mayor resistencia a la oxidación a alta temperatura. [4] La Tabla 1 proporciona una buena indicación de las propiedades mecánicas mejoradas como resultado del recubrimiento y la resistencia mejorada a la deformación plástica.
Otro estudio reciente evaluó los recubrimientos de Cr y FeCrAl (depositados sobre Zircaloy-4 mediante tecnología de pulverización de plasma atmosférico) en condiciones simuladas de pérdida de refrigerante. [5] 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.
