Un accidente por pérdida de refrigerante ( LOCA ) es un modo de falla de un reactor nuclear ; Si no se gestiona eficazmente, los resultados de una LOCA podrían provocar daños en el núcleo del reactor. El sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) de cada planta nuclear existe específicamente para hacer frente a una 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 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 importante de calor. El calor de desintegración producido por la parada del reactor desde su máxima potencia es inicialmente equivalente a aproximadamente del 5 al 6% de la potencia térmica del reactor. [1] Si todos los trenes de refrigeración independientes del ECCS no funcionan según lo diseñado, este calor puede aumentar la temperatura del combustible hasta el punto de dañar el reactor.
En condiciones de funcionamiento, un reactor puede pasivamente (es decir, en ausencia de sistemas de control) aumentar o disminuir su potencia de salida en caso de que se produzca un LOCA o de que aparezcan huecos en su sistema de refrigeración (por ejemplo, por ebullición del agua). Esto se mide por 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 RBMK soviético y el CANDU canadiense . Los reactores de agua en ebullición , por otro lado, están diseñados para tener huecos de vapor dentro de la vasija del reactor.
Los reactores modernos están diseñados para prevenir y resistir la pérdida de refrigerante, independientemente de su coeficiente de vacío , utilizando diversas técnicas. Algunos, como el reactor de lecho de guijarros , 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 de calor térmico alrededor del núcleo del reactor, sistemas de enfriamiento/condensación de respaldo activados pasivamente o una estructura de contención enfriada pasivamente) que mitigar el riesgo de mayores daños.
Se dedica una gran cantidad de trabajo a la prevención de un evento central grave. Si tal evento ocurriera, se espera que tres procesos físicos diferentes aumenten el tiempo entre el inicio del accidente y el momento en que podría ocurrir una gran liberación de radiactividad. Estos tres factores proporcionarían tiempo adicional a los operadores de la planta para mitigar el resultado del evento:
El desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 se produjo debido a un accidente por pérdida de refrigerante. Los circuitos que proporcionaban energía eléctrica a las bombas de refrigerante fallaron, lo que provocó una pérdida de enfriamiento del núcleo que fue crítica para la eliminación del calor de desintegración residual que se produce incluso después de que los reactores activos se apagan y la fisión nuclear ha cesado. 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 de las carcasas 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 su baja sección transversal de absorción de neutrones. Sin embargo, un inconveniente 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: . Estas 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 la envoltura del combustible, lo que conduce a la deformación plástica y la posterior explosión. Durante un accidente por pérdida de refrigerante, los revestimientos de combustible a base de circonio sufren simultáneamente oxidación a alta temperatura, transformación de fase y deformación por fluencia. [3] Estos mecanismos han sido ampliamente estudiados por investigadores que utilizan modelos de criterio de ráfaga. En un estudio, los investigadores desarrollaron un criterio de explosión para los revestimientos de combustible Zircaloy-4 y determinaron que el efecto del ambiente de vapor sobre la falla de los revestimientos es insignificante a bajas temperaturas. Sin embargo, a medida que aumenta la temperatura de estallido, se produce una rápida oxidación de los revestimientos de Zircaloy-4, lo que conduce a una fuerte disminución de su ductilidad. De hecho, a temperaturas más altas, la tensión de estallido prácticamente cae 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 captado por la aleación de circonio depende del tiempo de exposición al vapor (H 2 O) antes de la ruptura. En el caso de roturas rápidas debidas a altas velocidades de calentamiento y presiones internas, la oxidación es insignificante. Sin embargo, la oxidación juega un papel importante en la fractura para velocidades de calentamiento bajas y presiones internas iniciales 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 fase Ti 2 AlC MAX utilizando una técnica híbrida de pulverización catódica de 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 Zirlo con Ti 2 AlC provocó un aumento en la dureza y el módulo elástico en comparación con el sustrato desnudo. Además, se mejoró significativamente la resistencia a la oxidación a alta temperatura. Los beneficios del Ti 2 AlC sobre otros materiales de recubrimiento son que tiene una excelente estabilidad bajo irradiación de neutrones, un coeficiente de expansión térmica más bajo, una mejor resistencia al choque térmico y una mayor resistencia a la oxidación a 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 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 a la oxidación superior. La formación de una capa compacta de Cr 2 O 3 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, permitiendo así Zr aún se oxida.
