Un accident per pèrdua de refrigerant (LOCA) és una manera de fallada d'un reactor nuclear; si no es gestiona eficaçment, els resultats d'un LOCA podrien provocar danys al nucli del reactor. El sistema de refrigeració d'emergència del nucli (ECCS) de cada central nuclear existeix específicament per fer front a un LOCA.
Els reactors nuclears generen calor internament; per eliminar aquesta calor i convertir-la en energia elèctrica útil, s'utilitza un sistema de refrigeració. Si aquest flux de refrigerant es redueix o es perd completament, el sistema de parada d'emergència del reactor nuclear està dissenyat per aturar la reacció en cadena de fissió. Tanmateix, a causa de la desintegració radioactiva, el combustible nuclear continuarà generant una quantitat significativa de calor. La calor de desintegració produïda per una aturada del reactor des de la plena potència equival inicialment a aproximadament entre un 5 i un 6% de la potència tèrmica del reactor. Si tots els trens de refrigeració independents de l'ECCS no funcionen segons el disseny, aquesta calor pot augmentar la temperatura del combustible fins al punt de danyar el reactor.
Si hi ha aigua present, pot bullir i sortir per les canonades. Per aquest motiu, les centrals nuclears estan equipades amb vàlvules de seguretat accionades per pressió i subministraments de reserva d'aigua de refrigeració. Si hi ha grafit i aire presents, el grafit es pot incendiar i propagar la contaminació radioactiva. Aquesta situació només existeix en els reactors nuclears antiagregats (AGR), els reactors nuclears amb balanç de raigs, els Magnox i els reactors de producció d'armes, que utilitzen grafit com a moderador de neutrons (vegeu el desastre de Txernòbil i l'incendi de Windscale). El combustible i els components interns del reactor es poden fondre; si la configuració fosa continua sent crítica, la massa fosa continuarà generant calor, possiblement fonent-se pel fons del reactor. Un esdeveniment d'aquest tipus s'anomena fusió nuclear i pot tenir greus conseqüències. L'anomenada "síndrome de la Xina" seria aquest procés portat a l'extrem: la massa fosa baixa pel sòl fins al nivell freàtic (i per sota); tanmateix, la comprensió i l'experiència actuals de les reaccions de fissió nuclear suggereixen que la massa fosa esdevindria massa alterada per continuar generant calor abans de descendir gaire lluny; per exemple, en el desastre de Txernòbil, el nucli del reactor es va fondre i es va trobar material del nucli al soterrani, massa dispers per dur a terme una reacció en cadena (però encara perillosament radioactiu). Alguns dissenys de reactors tenen característiques de seguretat passiva que eviten que es produeixin fusions en aquestes circumstàncies extremes. El reactor de llit de còdols, per exemple, pot suportar transitoris de temperatura extrems en el seu combustible. Un altre exemple és el reactor CANDU, que té dues grans masses d'aigua relativament freda i a baixa pressió (la primera és el moderador d'aigua pesada; la segona és el tanc de blindatge ple d'aigua lleugera) que actuen com a dissipadors de calor. Un altre exemple és el mòdul d'energia nuclear autorregulat moderat per hidrogen, en què la descomposició química del combustible d'hidrur d'urani atura la reacció de fissió eliminant el moderador d'hidrogen. El mateix principi s'utilitza en els reactors de recerca TRIGA.
En condicions de funcionament, un reactor pot augmentar o disminuir passivament (és a dir, en absència de qualsevol sistema de control) augmentar o disminuir la seva potència de sortida en cas d'un LOCA o de buits que apareguin al seu sistema de refrigeració (per exemple, per ebullició d'aigua). Això es mesura pel coeficient de buit del refrigerant. La majoria de les centrals nuclears modernes tenen un coeficient de buit negatiu, la qual cosa indica que a mesura que l'aigua es converteix en vapor, la potència disminueix instantàniament. Dues excepcions són el RBMK soviètic i el CANDU canadenc. Els reactors d'aigua bullent, en canvi, estan dissenyats per tenir buits de vapor dins del recipient del reactor.
Els reactors moderns estan dissenyats per prevenir i suportar la pèrdua de refrigerant, independentment del seu coeficient de buit, utilitzant diverses tècniques. Alguns, com el reactor de llit de còdols, alenteixen passivament la reacció en cadena quan es perd refrigerant; d'altres tenen amplis sistemes de seguretat per aturar ràpidament la reacció en cadena i poden tenir amplis sistemes de seguretat passiva (com ara un gran dissipador de calor tèrmic al voltant del nucli del reactor, sistemes de refrigeració/condensació de reserva activats passivament o una estructura de contenció refrigerada passivament) que mitiguen el risc de danys addicionals.
Progressió després de la pèrdua de refrigerant Es dedica molta feina a la prevenció d'un esdeveniment central greu. Si es produís un esdeveniment d'aquest tipus, s'espera que tres processos físics diferents augmentin el temps entre l'inici de l'accident i el moment en què es podria produir una gran alliberació de radioactivitat. Aquests tres factors proporcionarien temps addicional als operadors de la planta per tal de mitigar el resultat de l'esdeveniment:
El temps necessari perquè l'aigua bulli (refrigerant, moderador). Suposant que en el moment en què es produeixi l'accident el reactor serà sotmès a un SCRAM (inserció immediata i completa de totes les barres de control), reduint així l'entrada de potència tèrmica i retardant encara més l'ebullició. El temps que triga el combustible a fondre's. Després que l'aigua hagi bullit, el temps que triga el combustible a assolir el seu punt de fusió vindrà determinat per l'aportació de calor a causa de la desintegració dels productes de fissió, la capacitat calorífica del combustible i el punt de fusió del combustible. El temps necessari perquè el combustible fos trenqui el límit de pressió primari. El temps necessari perquè el metall fos del nucli trenqui el límit de pressió primari (en els reactors d'aigua lleugera aquest és el recipient a pressió; en els reactors CANDU i RBMK aquest és el conjunt de canals de combustible pressuritzat; en els reactors PHWR com l'Atucha I, serà una doble barrera de canals i el recipient a pressió) dependrà de les temperatures i dels materials del límit. Que el combustible continuï sent crític en les condicions dins del nucli danyat o més enllà jugarà un paper important.
Desastre nuclear de Fukushima Daiichi El desastre nuclear de Fukushima Daiichi del 2011 va ocórrer a causa d'un accident per pèrdua de refrigerant. Els circuits que proporcionaven energia elèctrica a les bombes de refrigerant van fallar, provocant una pèrdua de refrigeració del nucli que era crítica per a l'eliminació de la calor de desintegració residual que es produeix fins i tot després que els reactors actius s'apaguin i la fissió nuclear hagi cessat. La pèrdua de refrigeració del nucli del reactor va provocar tres fusions nuclears, tres explosions d'hidrogen i l'alliberament de contaminació radioactiva.
Les explosions d'hidrogen es poden atribuir directament a l'oxidació del zirconi pel vapor en els revestiments de combustible com a resultat de la pèrdua de refrigerant.
Revestiments de combustible La majoria dels reactors utilitzen un aliatge de zirconi com a material per als revestiments de les barres de combustible a causa de la seva resistència a la corrosió i la baixa secció transversal d'absorció de neutrons. Tanmateix, un inconvenient important dels aliatges de zirconi és que, quan se sobreescalfen, s'oxiden i produeixen una reacció exotèrmica descontrolada amb l'aigua (vapor) que condueix a la producció d'hidrogen: Zr + 2H2O -> ZrO2 + 2H2 Aquestes reaccions són les que van provocar les explosions d'hidrogen en el desastre nuclear de Fukushima Daiichi.
Comportament de ruptura La calor de desintegració residual provoca un augment ràpid de la temperatura i la pressió interna del revestiment de combustible, cosa que condueix a una deformació plàstica i a la posterior explosió. Durant un accident per pèrdua de refrigerant, els revestiments de combustible basats en zirconi experimenten oxidació a alta temperatura, transformació de fase i deformació per fluència simultàniament. Aquests mecanismes han estat estudiats àmpliament per investigadors utilitzant models de criteris d'explosió. En un estudi, els investigadors van desenvolupar un criteri d'explosió per als revestiments de combustible de Zircaloy-4 i van determinar que l'efecte de l'entorn de vapor sobre la fallada dels revestiments és insignificant a baixes temperatures. Tanmateix, a mesura que augmenta la temperatura d'explosió, es produeix una oxidació ràpida dels revestiments de Zircaloy-4 que provoca una forta disminució de la seva ductilitat. De fet, a temperatures més altes, la deformació d'explosió pràcticament cau a zero, cosa que significa que el revestiment oxidat es torna tan fràgil localment que es preveu que falli sense cap més deformació o tensió.
La quantitat d'oxigen que capta l'aliatge de zirconi depèn del temps d'exposició al vapor (H2O) abans de la ruptura. Per a ruptures ràpides a causa d'elevades taxes d'escalfament i pressions internes, hi ha una oxidació insignificant. Tanmateix, l'oxidació juga un paper important en la fractura per a baixes taxes d'escalfament i baixes pressions internes inicials.
Recobriments resistents a l'oxidació Els substrats d'aliatge de zirconi es poden recobrir per millorar la seva resistència a l'oxidació. En un estudi, els investigadors van recobrir un substrat de Zirlo amb fase Ti2AlCMAX mitjançant una tècnica de pulverització catòdica híbrida d'arc/magnetró seguida d'un tractament de recuit. Posteriorment, van investigar les propietats mecàniques i la resistència a l'oxidació en condicions de vapor pur a 1000 °C, 1100 °C i 1200 °C sota diferents temps d'oxidació. Els resultats van mostrar que el recobriment del substrat de Zirlo amb Ti2AlC va provocar un augment de la duresa i el mòdul elàstic en comparació amb el substrat nu. A més, la resistència a l'oxidació a alta temperatura va millorar significativament. Els avantatges del Ti2AlC respecte a altres materials de recobriment són que té una excel·lent estabilitat sota irradiació de neutrons, un coeficient d'expansió tèrmica més baix, una millor resistència al xoc tèrmic i una major resistència a l'oxidació a la temperatura. La Taula 1 proporciona una bona indicació de la millora de les propietats mecàniques com a resultat del recobriment i la millora de la resistència a la deformació plàstica.
Taula 1. Propietats mecàniques del substrat i del material recobert Duresa (GPa)Mòdul elàstic (GPa)H/EH3/E2 (GPa)Substrat5,39 ± 0,1129,92 ± 3,10,040,01Material recobert de Ti2AlC14,24 ± 0,1230,8±3,10,060,05 Un altre estudi recent va avaluar recobriments de Cr i FeCrAl (dipositats sobre Zircaloy-4 mitjançant tecnologia de polvorització de plasma atmosfèric) en condicions simulades de pèrdua de refrigerant. El recobriment de Cr va mostrar una resistència a l'oxidació superior. La formació d'una capa compacta de Cr2O3 sobre el recobriment de Cr va actuar com una barrera de difusió d'oxigen que protegia el substrat de Zr de l'oxidació , mentre que el recobriment de FeCrAl es degradava a causa de la interdifusió entre el recobriment i el substrat de Zr a alta temperatura, permetent així que el Zr encara s'oxidi.
Referències
Categoria:Centrals nuclears Categoria:Seguretat