El corio , también llamado material que contiene combustible ( FCM ) o material que contiene combustible similar a la lava ( LFCM ), es un material que se crea en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión nuclear . De consistencia parecida a la lava , consiste en una mezcla de combustible nuclear , productos de fisión , barras de control , materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacción química con aire, agua, vapor y, en caso de que se rompa la vasija del reactor, hormigón fundido del piso de la sala del reactor.
El calor que provoca la fusión de un reactor puede tener su origen en la reacción nuclear en cadena , pero lo más habitual es que el calor de desintegración de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible sea la fuente principal de calor. La producción de calor a partir de la desintegración radiactiva disminuye rápidamente, ya que los isótopos de vida media corta proporcionan la mayor parte del calor y la desintegración radiactiva, y la curva de calor de desintegración es una suma de las curvas de desintegración de numerosos isótopos de elementos que se desintegran a diferentes tasas de vida media exponencial. Una fuente de calor adicional significativa puede ser la reacción química de metales calientes con oxígeno o vapor .
Hipotéticamente, la temperatura del corium depende de su dinámica de generación de calor interna: las cantidades y tipos de isótopos que producen calor de desintegración, la dilución por otros materiales fundidos, las pérdidas de calor modificadas por la configuración física del corium y las pérdidas de calor al medio ambiente. Una masa acumulada de corium perderá menos calor que una capa finamente esparcida. El corium a temperatura suficiente puede fundir el hormigón. Una masa solidificada de corium puede volver a fundirse si sus pérdidas de calor disminuyen, al cubrirse con restos aislantes del calor o si el agua que está enfriando el corium se evapora. [1]
Se puede formar una costra sobre la masa de corium, que actúa como aislante térmico y dificulta las pérdidas térmicas. La distribución del calor en toda la masa de corium está influenciada por la diferente conductividad térmica entre los óxidos fundidos y los metales. La convección en la fase líquida aumenta significativamente la transferencia de calor. [1]
El núcleo fundido del reactor libera elementos y compuestos volátiles, que pueden estar en fase gaseosa, como yodo molecular o gases nobles, o en partículas de aerosol condensadas después de abandonar la región de alta temperatura. Una gran proporción de partículas de aerosol se origina en los materiales de las barras de control del reactor. Los compuestos gaseosos pueden adsorberse en la superficie de las partículas de aerosol.
La composición del corium depende del tipo de diseño del reactor y, en concreto, de los materiales utilizados en las barras de control, el refrigerante y los materiales estructurales de la vasija del reactor. Existen diferencias entre los coriums de los reactores de agua a presión (PWR) y de los reactores de agua en ebullición (BWR).
En contacto con el agua, el carburo de boro caliente de las barras de control del reactor BWR forma primero óxido de boro y metano , y luego ácido bórico . El boro también puede seguir contribuyendo a las reacciones del ácido bórico en un refrigerante de emergencia.
El circonio del zircaloy , junto con otros metales, reacciona con el agua y produce dióxido de circonio e hidrógeno . La producción de hidrógeno es un peligro importante en los accidentes de reactores. El equilibrio entre los entornos químicos oxidantes y reductores y la proporción de agua e hidrógeno influyen en la formación de compuestos químicos. Las variaciones en la volatilidad de los materiales del núcleo influyen en la relación entre los elementos liberados y los elementos no liberados. Por ejemplo, en una atmósfera inerte, la aleación de plata-indio-cadmio de las barras de control libera casi solo cadmio. En presencia de agua, el indio forma óxido de indio(I) volátil e hidróxido de indio(I), que pueden evaporarse y formar un aerosol de óxido de indio(III) . La oxidación del indio se inhibe en una atmósfera rica en hidrógeno, lo que da como resultado menores liberaciones de indio. El cesio y el yodo de los productos de fisión pueden reaccionar para producir yoduro de cesio volátil , que se condensa como un aerosol. [2]
Durante una fusión, la temperatura de las barras de combustible aumenta y pueden deformarse, en el caso del revestimiento de zircaloy, por encima de 700–900 °C (1.292–1.652 °F). Si la presión del reactor es baja, la presión dentro de las barras de combustible rompe el revestimiento de las barras de control. Las condiciones de alta presión empujan el revestimiento sobre las pastillas de combustible, lo que promueve la formación de dióxido de uranio - eutéctico de circonio con un punto de fusión de 1.200–1.400 °C (2.190–2.550 °F). Se produce una reacción exotérmica entre el vapor y el circonio, que puede producir suficiente calor para ser autosuficiente sin la contribución del calor de desintegración de la radiactividad. El hidrógeno se libera en una cantidad de aproximadamente 0,5 m 3 (18 pies cúbicos) de hidrógeno (a temperatura/presión normal) por kilogramo de zircaloy oxidado. También puede producirse fragilización por hidrógeno en los materiales del reactor y pueden liberarse productos volátiles de fisión de las barras de combustible dañadas. Entre 1.300 y 1.500 °C (2.370 y 2.730 °F), la aleación de plata-indio-cadmio de las barras de control se funde, junto con la evaporación del revestimiento de las barras de control. A 1.800 °C (3.270 °F), los óxidos del revestimiento se funden y comienzan a fluir. A 2.700–2.800 °C (4.890–5.070 °F) las barras de combustible de óxido de uranio se funden y la estructura y geometría del núcleo del reactor colapsan. Esto puede ocurrir a temperaturas más bajas si se forma una composición eutéctica de óxido de uranio-circonio. En ese punto, el corium está prácticamente libre de componentes volátiles que no están unidos químicamente, lo que resulta en una producción de calor correspondientemente menor (en un 25 %) a medida que los isótopos volátiles se reubican. [1] [3]
La temperatura del corio puede alcanzar los 2400 °C (4350 °F) en las primeras horas posteriores a la fusión, y puede llegar a superar los 2800 °C (5070 °F). La reacción de los metales (en particular el circonio) del corio con el agua puede liberar una gran cantidad de calor. La inundación de la masa de corio con agua, o la caída de la masa de corio fundido en un charco de agua, puede provocar un pico de temperatura y la producción de grandes cantidades de hidrógeno, lo que puede provocar un pico de presión en el recipiente de contención. La explosión de vapor resultante de ese contacto repentino entre el corio y el agua puede dispersar los materiales y formar proyectiles que pueden dañar el recipiente de contención por impacto. Los picos de presión posteriores pueden ser causados por la combustión del hidrógeno liberado. Los riesgos de detonación se pueden reducir mediante el uso de recombinadores catalíticos de hidrógeno . [4]
La breve recriticidad (reinicio de la fisión inducida por neutrones) en partes del corium es una posibilidad teórica pero remota con combustible de reactor comercial, debido al bajo enriquecimiento y la pérdida de moderador. Esta condición podría detectarse por la presencia de productos de fisión de corta duración mucho después de la fusión, en cantidades demasiado altas para permanecer del reactor anterior a la fusión o deberse a la fisión espontánea de actínidos creados en el reactor. [1]
En ausencia de un enfriamiento adecuado, los materiales dentro del recipiente del reactor se sobrecalientan y se deforman a medida que experimentan una expansión térmica, y la estructura del reactor falla una vez que la temperatura alcanza el punto de fusión de sus materiales estructurales. El corium fundido se acumula entonces en el fondo del recipiente del reactor . En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, puede solidificarse y el daño se limita al propio reactor. El corium también puede fundirse a través del recipiente del reactor y fluir hacia afuera o ser expulsado como una corriente fundida por la presión dentro del recipiente del reactor. La falla del recipiente del reactor puede ser causada por el calentamiento de su fondo por el corium, lo que resulta primero en una falla por fluencia y luego en la ruptura del recipiente. El agua de enfriamiento desde arriba de la capa de corium, en cantidad suficiente, puede obtener un equilibrio térmico por debajo de la temperatura de fluencia del metal, sin falla del recipiente del reactor. [5]
Si el recipiente se enfría lo suficiente, puede formarse una costra entre el corium fundido y la pared del reactor. La capa de acero fundido en la parte superior del óxido puede crear una zona de mayor transferencia de calor a la pared del reactor; esta condición, conocida como "cuchillo de calor", aumenta la probabilidad de formación de un debilitamiento localizado del costado del recipiente del reactor y la consiguiente fuga de corium. [1]
En caso de alta presión dentro del recipiente del reactor, la ruptura de su fondo puede resultar en una explosión a alta presión de la masa de corium. En la primera fase, solo se expulsa la propia masa fundida; más tarde, puede formarse una depresión en el centro del agujero y el gas se descarga junto con la masa fundida con una rápida disminución de la presión dentro del recipiente del reactor; la alta temperatura de la masa fundida también causa una rápida erosión y agrandamiento de la ruptura del recipiente. Si el agujero está en el centro del fondo, casi todo el corium puede ser expulsado. Un agujero en el costado del recipiente puede provocar una expulsión solo parcial del corium, con una porción retenida dentro del recipiente del reactor. [6] La fusión del recipiente del reactor puede tardar desde unas pocas decenas de minutos hasta varias horas.
Después de romper el recipiente del reactor, las condiciones en la cavidad del reactor debajo del núcleo determinan la producción posterior de gases. Si hay agua, se genera vapor e hidrógeno; el hormigón seco produce dióxido de carbono y una cantidad menor de vapor. [7]
La descomposición térmica del hormigón produce vapor de agua y dióxido de carbono , que pueden reaccionar con los metales en la masa fundida, oxidando los metales y reduciendo los gases a hidrógeno y monóxido de carbono . La descomposición del hormigón y la volatilización de sus componentes alcalinos es un proceso endotérmico. Los aerosoles liberados durante esta fase se basan principalmente en compuestos de silicio originados en el hormigón; de lo contrario, los elementos volátiles, por ejemplo, el cesio, pueden unirse en silicatos insolubles no volátiles . [2]
Se producen varias reacciones entre el hormigón y el corium fundido. El agua libre y químicamente ligada se libera del hormigón en forma de vapor. El carbonato de calcio se descompone, produciendo dióxido de carbono y óxido de calcio . El agua y el dióxido de carbono penetran en la masa de corium, oxidando exotérmicamente los metales no oxidados presentes en el corium y produciendo hidrógeno gaseoso y monóxido de carbono; se pueden producir grandes cantidades de hidrógeno. El óxido de calcio, la sílice y los silicatos se funden y se mezclan en el corium. La fase de óxido, en la que se concentran los productos de fisión no volátiles, puede estabilizarse a temperaturas de 1.300–1.500 °C (2.370–2.730 °F) durante un período de tiempo considerable. Una capa eventualmente presente de metal fundido más denso, que contiene menos radioisótopos ( Ru , Tc , Pd , etc., inicialmente compuestos de zircaloy fundido, hierro, cromo, níquel, manganeso, plata y otros materiales de construcción y productos de fisión metálica y telurio unido como telururo de zirconio) que la capa de óxido (que concentra Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo , etc. y está compuesta inicialmente principalmente de dióxido de zirconio y dióxido de uranio, posiblemente con óxido de hierro y óxidos de boro), puede formar una interfaz entre los óxidos y el hormigón más abajo, ralentizando la penetración de corium y solidificándose en unas pocas horas. La capa de óxido produce calor principalmente por calor de desintegración, mientras que la principal fuente de calor en la capa de metal es la reacción exotérmica con el agua liberada del hormigón. La descomposición del hormigón y la volatilización de los compuestos de metales alcalinos consumen una cantidad sustancial de calor. [2]
La fase de erosión rápida de la capa base de hormigón dura aproximadamente una hora y avanza hasta aproximadamente un metro de profundidad, luego se ralentiza a varios centímetros por hora y se detiene por completo cuando el material fundido se enfría por debajo de la temperatura de descomposición del hormigón (aproximadamente 1100 °C [2010 °F]). La fusión completa puede ocurrir en varios días incluso a través de varios metros de hormigón; luego, el corium penetra varios metros en el suelo subyacente, se extiende, se enfría y se solidifica. [3]
Durante la interacción entre el corium y el hormigón, se pueden alcanzar temperaturas muy altas. Durante esta fase se forman aerosoles menos volátiles de Ba , Ce , La , Sr y otros productos de fisión, que se introducen en el edificio de contención en un momento en el que la mayoría de los aerosoles iniciales ya se han depositado. El telurio se libera con el progreso de la descomposición del telururo de circonio. Las burbujas de gas que fluyen a través de la masa fundida promueven la formación de aerosoles. [2]
La termohidráulica de las interacciones entre el hormigón y el corio (CCI, o también MCCI, "interacciones núcleo fundido-hormigón") se conoce suficientemente. [8] Sin embargo, la dinámica del movimiento del corio dentro y fuera del recipiente del reactor es muy compleja y el número de posibles escenarios es amplio: el goteo lento de la masa fundida en un charco de agua subyacente puede provocar un enfriamiento completo, mientras que el contacto rápido de una gran masa de corio con agua puede provocar una explosión de vapor destructiva. El corio puede quedar completamente retenido por el recipiente del reactor, o bien el piso del reactor o algunos de los orificios de penetración de los instrumentos pueden fundirse a través de ellos. [9]
La carga térmica del corium en el piso debajo del recipiente del reactor se puede evaluar mediante una red de sensores de fibra óptica incrustados en el hormigón. Se necesitan fibras de sílice puras, ya que son más resistentes a los altos niveles de radiación. [10]
Algunos diseños de edificios de reactores, por ejemplo, el EPR , incorporan áreas dedicadas a la distribución del corium ( receptores de núcleo ), donde el material fundido puede depositarse sin entrar en contacto con el agua y sin una reacción excesiva con el hormigón. [11] Sólo más tarde, cuando se forma una costra sobre el material fundido, se pueden introducir cantidades limitadas de agua para enfriar la masa. [4]
Los materiales a base de dióxido de titanio y óxido de neodimio (III) parecen ser más resistentes al corium que el hormigón. [12]
La deposición de corium en la superficie interior del recipiente de contención, por ejemplo, mediante eyección a alta presión desde el recipiente de presión del reactor, puede provocar una falla de contención por calentamiento directo de la contención (DCH).
Durante el accidente de Three Mile Island , se produjo una fusión parcial y lenta del núcleo del reactor. Alrededor de 41.900 libras (19.000 kg) de material se fundieron y reubicaron en unos 2 minutos, aproximadamente 224 minutos después de la parada del reactor . Se formó un charco de corium en el fondo del recipiente del reactor, pero este no se rompió. [13] La capa de corium solidificado tenía un espesor que variaba entre 5 y 45 cm.
Se obtuvieron muestras del reactor. Se encontraron dos masas de corium, una dentro del conjunto de combustible y otra en la tapa inferior del recipiente del reactor. Las muestras eran en general de color gris opaco, con algunas áreas amarillas.
Se encontró que la masa era homogénea, compuesta principalmente de combustible fundido y revestimiento. La constitución elemental era de aproximadamente 70 % en peso de uranio , 13,75 % en peso de circonio, 13 % en peso de oxígeno , y el resto era acero inoxidable e Inconel incorporados a la masa fundida; los restos sueltos mostraron un contenido algo menor de uranio (aproximadamente 65 % en peso) y un mayor contenido de metales estructurales. El calor de desintegración del corium a los 224 minutos después del estallido se estimó en 0,13 W/g, cayendo a 0,096 W/g en el estallido+600 minutos. Los gases nobles, el cesio y el yodo estaban ausentes, lo que significa que se volatilizaron a partir del material caliente. Las muestras estaban completamente oxidadas, lo que significa la presencia de cantidades suficientes de vapor para oxidar todo el circonio disponible.
Algunas muestras contenían una pequeña cantidad de metal fundido (menos del 0,5 %), compuesto de plata e indio (de las barras de control ). En una de las muestras se encontró una fase secundaria compuesta de óxido de cromo (III) . Algunas inclusiones metálicas contenían plata pero no indio, lo que sugiere una temperatura suficientemente alta como para provocar la volatilización tanto del cadmio como del indio. Casi todos los componentes metálicos, con excepción de la plata, estaban completamente oxidados; incluso la plata estaba oxidada en algunas regiones. La inclusión de regiones ricas en hierro y cromo probablemente se origina en una boquilla fundida que no tuvo tiempo suficiente para distribuirse a través de la masa fundida.
La densidad aparente de las muestras varió entre 7,45 y 9,4 g/cm 3 (las densidades de UO 2 y ZrO 2 son 10,4 y 5,6 g/cm 3 ). La porosidad de las muestras varió entre 5,7% y 32%, con un promedio de 18±11%. Se encontró porosidad interconectada estriada en algunas muestras, lo que sugiere que el corium fue líquido durante un tiempo suficiente para la formación de burbujas de vapor o materiales estructurales vaporizados y su transporte a través de la masa fundida. Una solución sólida de (U,Zr)O 2 bien mezclada indica una temperatura máxima de la masa fundida entre 2600 y 2850 °C (4710 y 5160 °F).
La microestructura del material solidificado muestra dos fases: (U,Zr)O 2 y (Zr,U)O 2 . La fase rica en circonio se encontró alrededor de los poros y en los límites de grano y contiene algo de hierro y cromo en forma de óxidos. Esta segregación de fases sugiere un enfriamiento lento y gradual en lugar de un enfriamiento rápido, que se estima que dura entre 3 y 72 horas según el tipo de separación de fases. [14]
Las mayores cantidades conocidas de corium se formaron durante el desastre de Chernóbil . [15] La masa fundida del núcleo del reactor goteó bajo el recipiente del reactor y ahora está solidificada en formas de estalactitas , estalagmitas y flujos de lava; la formación más conocida es la " pata de elefante ", ubicada debajo del fondo del reactor en un corredor de distribución de vapor. [16] [17]
El corium se formó en tres fases.
El corium de Chernóbil está compuesto por el combustible de dióxido de uranio del reactor, su revestimiento de zircaloy, hormigón fundido y serpentinita descompuesta y fundida que rodea el reactor como su aislamiento térmico. Los análisis han demostrado que el corium se calentó a un máximo de 2255 °C (4091 °F) y se mantuvo por encima de 1660 °C (3020 °F) durante al menos 4 días. [23]
El corium fundido se depositó en el fondo del pozo del reactor, formando una capa de restos de grafito en la parte superior. Ocho días después de la fusión, el material fundido atravesó el escudo biológico inferior y se extendió por el suelo de la sala del reactor, liberando radionucleidos. Se liberó más radiactividad cuando el material fundido entró en contacto con el agua. [24]
En el sótano del edificio del reactor se encuentran tres lavas diferentes: negra, marrón y cerámica porosa . Se trata de vidrios de silicato con inclusiones de otros materiales presentes en su interior. La lava porosa es lava marrón que cayó en el agua y, por lo tanto, se enfrió rápidamente.
Durante la radiólisis del agua de la piscina de supresión de presión situada debajo del reactor de Chernóbil, se formó peróxido de hidrógeno . La hipótesis de que el agua de la piscina se convirtió parcialmente en H 2 O 2 se confirma con la identificación de los minerales cristalinos blancos studtita y metastudtita en las lavas de Chernóbil, [25] [26] los únicos minerales que contienen peróxido. [27]
Los coriums están constituidos por una matriz de vidrio silicatado altamente heterogénea con inclusiones. Están presentes distintas fases:
Se pueden identificar cinco tipos de materiales en el corium de Chernóbil: [29]
El núcleo fundido del reactor se acumuló en la sala 305/2, hasta que alcanzó los bordes de las válvulas de alivio de vapor; luego migró hacia abajo hasta el Corredor de Distribución de Vapor. También se rompió o quemó hasta la sala 304/3. [31] El corium fluyó desde el reactor en tres corrientes. La corriente 1 estaba compuesta de lava marrón y acero fundido; el acero formaba una capa en el suelo del Corredor de Distribución de Vapor, en el Nivel +6, con corium marrón en su parte superior. Desde esta área, el corium marrón fluyó a través de los Canales de Distribución de Vapor hacia las Piscinas de Supresión de Presión en el Nivel +3 y el Nivel 0, formando allí formaciones porosas y similares a escorias. La corriente 2 estaba compuesta de lava negra y entró por el otro lado del Corredor de Distribución de Vapor. La corriente 3, también compuesta de lavas negras, fluyó a otras áreas debajo del reactor. La conocida estructura "Pie de Elefante" está compuesta por dos toneladas métricas de lava negra, [18] formando una estructura multicapa similar a la corteza de un árbol. Se dice que se fundió a dos metros de profundidad en el hormigón. El material es peligrosamente radiactivo y duro y resistente, y no fue posible utilizar sistemas de control remoto debido a la alta radiación que interfiere con los componentes electrónicos. [35]
El material fundido de Chernóbil era un material fundido de silicato que contenía inclusiones de fases Zr / U , acero fundido y altos niveles de silicato de uranio y circonio (" chernobylita ", un mineral tecnogénico negro y amarillo [36] ). El flujo de lava consta de más de un tipo de material: se han encontrado una lava marrón y un material cerámico poroso. La proporción de uranio a circonio en diferentes partes del sólido difiere mucho; en la lava marrón se encuentra una fase rica en uranio con una proporción U:Zr de 19:3 a aproximadamente 19:5. La fase pobre en uranio en la lava marrón tiene una proporción U:Zr de aproximadamente 1:10. [37] Es posible a partir del examen de las fases Zr/U determinar la historia térmica de la mezcla. Se puede demostrar que antes de la explosión, en una parte del núcleo la temperatura era superior a 2.000 °C, mientras que en algunas zonas la temperatura superaba los 2.400–2.600 °C (4.350–4.710 °F).
La composición de algunas de las muestras de corium es la siguiente: [38]
El corium sufre una degradación. La pata de elefante, dura y resistente poco después de su formación, ahora está lo suficientemente agrietada como para que una bola de algodón tratada con pegamento pueda quitar fácilmente su capa superior de 1 a 2 centímetros. [31] La forma de la estructura en sí misma cambia a medida que el material se desliza hacia abajo y se asienta. La temperatura del corium ahora es ligeramente diferente de la ambiente. Por lo tanto, el material está sujeto tanto a ciclos de temperatura día-noche como a la erosión por el agua. La naturaleza heterogénea del corium y los diferentes coeficientes de expansión térmica de los componentes provocan el deterioro del material con ciclos térmicos. Se introdujeron grandes cantidades de tensiones residuales durante la solidificación debido a la velocidad de enfriamiento descontrolada. El agua, que se filtra en los poros y microfisuras, se congela allí. Este es el mismo proceso que crea baches en las carreteras y acelera el agrietamiento. [31]
El corio (y también el combustible de uranio altamente irradiado) tiene la propiedad de generar polvo de manera espontánea o autopulverizarse espontáneamente en la superficie. La desintegración alfa de los isótopos dentro de la estructura vítrea provoca explosiones de Coulomb , degradando el material y liberando partículas submicrónicas de su superficie. [39] El nivel de radiactividad es tal que durante 100 años, la autoirradiación de la lava (2 × 10 16 α se desintegran por gramo y 2 a5 × 10 5 Gy de β o γ) no alcanzará el nivel necesario para cambiar en gran medida las propiedades del vidrio (10 18 α se desintegra por gramo y 10 8 a 10 9 Gy de β o γ). Además, la tasa de disolución de la lava en agua es muy baja (10 −7 g·cm −2 ·día −1 ), lo que sugiere que es poco probable que la lava se disuelva en agua. [40]
No está claro cuánto tiempo la forma cerámica retrasará la liberación de radiactividad. Entre 1997 y 2002 se publicaron una serie de artículos que sugerían que la autoirradiación de la lava convertiría las 1.200 toneladas en un polvo móvil de tamaño submicrométrico en unas pocas semanas. [41] Pero se ha informado de que es probable que la degradación de la lava sea un proceso lento y gradual en lugar de un proceso rápido y repentino. [40] El mismo artículo afirma que la pérdida de uranio del reactor averiado es de sólo 10 kg (22 lb) al año. Esta baja tasa de lixiviación de uranio sugiere que la lava se resiste a su entorno. El artículo también afirma que cuando se mejore el refugio, la tasa de lixiviación de la lava disminuirá.
Algunas de las superficies de los flujos de lava han comenzado a mostrar nuevos minerales de uranio como UO 3 · 2H 2 O (eliantinita), (UO 2 )O 2 · 4H 2 O ( studtita ), carbonato de uranilo ( rutherfordina ), čejkaita ( Na
4(U.O.
2)(CO
3)
3), [42] y el compuesto sin nombre Na 3 U(CO 3 ) 2 ·2H 2 O. [31] Estos son solubles en agua, lo que permite la movilización y el transporte de uranio. [43] Parecen manchas de color amarillo blanquecino en la superficie del corium solidificado. [44] Estos minerales secundarios muestran una concentración de plutonio cientos de veces menor y una concentración de uranio varias veces mayor que la lava misma. [31]
El terremoto y tsunami de Tōhoku del 11 de marzo de 2011 provocó varios accidentes nucleares , el peor de los cuales fue el desastre nuclear de Fukushima Daiichi . Se estima que ochenta minutos después del tsunami , las temperaturas en el interior de la Unidad 1 de la central nuclear de Fukushima Daiichi alcanzaron más de 2300 ˚C, lo que provocó que las estructuras del conjunto de combustible, las barras de control y el combustible nuclear se fundieran y formaran corium. (La naturaleza física del combustible dañado no se ha determinado por completo, pero se supone que se fundió). El sistema de refrigeración de aislamiento del núcleo del reactor (RCIC) se activó con éxito para la Unidad 3; sin embargo, el RCIC de la Unidad 3 falló posteriormente y alrededor de las 09:00 del 13 de marzo, el combustible nuclear se había fundido en corium. [45] [46] [47] La Unidad 2 mantuvo las funciones del RCIC durante un poco más de tiempo y no se cree que el corium haya comenzado a acumularse en el piso del reactor hasta alrededor de las 18:00 horas del 14 de marzo. [48] TEPCO cree que el conjunto de combustible se cayó del recipiente de presión al piso del recipiente de contención primario, y que ha encontrado restos de combustible en el piso del recipiente de contención primario. [49]