ENERGÍA NUCLEAR: EL PODER DEL ÁTOMO

CÓMO DETENER UN ACCIDENTE CON FUSIÓN DE NÚCLEO
(sin hacer nada).

Barón, J.H. Autoridad Regulatoria Nuclear e Instituto CEDIAC - Universidad Nacional de Cuyo. Argentina

SUMARIO

En el eventual caso de un accidente severo en un reactor nuclear, el núcleo fundido puedere localizarse en el interior del recipiente de presión, lo que puede llevar a su falla debido al ataque térmico del núcleo fundido (aproximadamente 3000K) sobre el acero del recipiente. La falla del recipiente de presión implica la falla de una importante barrera que contiene el material radiactivo generado durante la operación del reactor, con un riesgo importante de producir elevadas dosis radiactivas en los operadores y el público.

En la nueva generación de reactores nucleares, se requerirá que por diseño sean capaces de soportar un accidente con fusión de núcleo, sin que ello implique la evacuación inmediata de la población circundante. En esta línea se postula el uso de un sistema totalmente pasivo que cumple con el objetivo de contener el núcleo fundido dentro del recipiente de presión, a baja temperatura (aprox. 1200K), sin producir su falla. En el presente trabajo se presenta el diseño conceptual de un Dispositivo Pasivo para Mitigación de Accidentes Nucleares Severos (invessel core catcher), construido en zinc y diseñado para la Central Nuclear CAREM-25.

INTRODUCCIÓN

Desde el accidente de Three Mile Island (marzo de 1979) se tuvo la evidencia de la ocurrencia de los accidentes nucleares llamados “severos”, es decir, que implican la fusión del núcleo del reactor. En este accidente en particular, debido a una serie de factores fortuitos, no se produjo la falla del recipiente de presión del reactor, y por lo tanto las liberaciones de material radiactivo resultaron muy pequeñas. En el otro accidente severo ocurrido en la historia (Chernobil, 1986) la fusión incontrolada del núcleo, y la falta de un adecuado sistema de contención, llevaron a un accidente de consecuencias elevadas, causando inclusive varias muertes inmediatas.

En base a la experiencia de estos dos accidentes, y de muchos experimentos a pequeña escala, se han desarrollado a lo largo de los últimos años una serie de conceptos de seguridad inherente, de modo de disminuir la probabilidad de ocurrencia de accidentes severos, y de mitigar sus consecuencias en caso de que estos ocurran.

Durante la ocurrencia de un accidente con fusión de núcleo, el mismo es posible de relocalizar hacia las partes bajas del recipiente de presión que lo contiene. Dicho núcleo fundido (en la jerga “corium”) está compuesto por una mezcla de dióxido de uranio, óxidos de zirconio, zirconio metálico, acero, y otros elementos, con una temperatura elevada y generación de potencia propia por el decaimiento radiactivo de los elementos constituyentes del núcleo y por las reacciones químicas que tienen lugar.

La temperatura del corium, en realidad, está limitada por la presencia de hierro, como componente del acero estructural, que llega a condiciones de ebullición, manteniendo la temperatura del corium fundido en valores cercanos a los 3000K. El corium fundido, en contacto con la pared del recipiente de presión, puede fácilmente causar su falla debido a fusión localizada, creep o erosión.

GESTIÓN DE ACCIDENTES SEVEROS

Dada la ocurrencia potencial de accidentes severos, se hace relevante analizar las medidas y acciones que permitan gestionarlos, es decir, que permitan minimizar las consecuencias de los mismos y detener las secuencias accidentales. Estas acciones, dada la fusión de núcleo, están dirigidas a mantener la integridad del recipiente de presión. Ahora bien, mantener dicha integridad se hace particularmente difícil por las altas temperaturas, que podrían dañar cualquier sistema activo previsto para esta acción, y por lo tanto, inhibir la propia acción.

En el mundo se han propuesto varias soluciones tecnológicas para lograr la retención del corium dentro del recipiente de presión, es decir, sin causar su falla. Las propuestas se basan en la colocación de un crisol de material cerámico inmediatamente por debajo del núcleo, de modo de “recoger” el núcleo fundido o degradado y prevenir su contacto con la pared del recipiente. Sin embargo, esa metodología requiere de medios activos para refrigerar el crisol y prevenir su falla en el mediano plazo, además de plantear serios problemas sobre la posible recriticidad del núcleo con el agregado de agua. Es importante destacar que, dada la severidad del accidente en sí, resulta muy difícil asegurar la actuación de sistemas de refrigeración o inundación.

En este contexto, se analizan alternativas pasivas de mitigación, es decir, la utilización de elementos que con su sola presencia logren detener la secuencia accidental severa. A eso se refiere el título de este trabajo, en cuanto a detener un accidente con fusión de núcleo, sin hacer nada. Para ello deben proponerse alternativas que no necesiten ningún suministro energético para funcionar.

La alternativa pasiva propuesta en este trabajo, consiste en utilizar la combinación de un crisol de material metálico de bajo punto de ebullición (core catcher), en conjunto con la refrigeración pasiva con agua de la pared del recipiente de presión desde el lado exterior (ex-vessel cooling). El fenómeno de refrigeración desde el exterior ha sido estudiado para diversos tipos y tamaños de reactores, concluyendo con la factibilidad de refrigeración, sin llegar a flujo calórico crítico, para reactores de potencias pequeñas y medianas (hasta 600 MWe). De todos modos, las temperaturas alcanzadas en la pared (en ausencia de core catcher) del recipiente, son suficientemente elevadas como para tener el potencial de causar la falla localizada.

DISEÑO CONCEPTUAL DE UN CORE CATCHER DE ZINC

En el presente trabajo se presenta el diseño conceptual de un dispositivo totalmente pasivo para lograr mantener la integridad del recipiente de presión durante una secuencia accidental con fusión de núcleo. El principio de funcionamiento que se pretende estudiar, es justamente el mismo que limita la temperatura del corium. Consiste en la introducción de un material de bajo punto de ebullición, en una relación de masa suficientemente favorable, de modo de limitar la temperatura de la mezcla de corium y catcher fundido a un valor muy por debajo de la temperatura de falla del recipiente. Se ha elegido zinc, por tener una temperatura de ebullición de 907C, además de tener propiedades termodinámicas y mecánicas adecuadas.

En la Figura 1 se indica el diseño conceptual del core catcher de zinc, para la configuración del recipiente de presión del CAREM-25. En este caso la relación de masas entre el núcleo del reactor y el catcher es de 1:5.


Figura 1. Parte baja del recipiente de presión del CAREM-25,
incluyendo el in-vessel core catcher

El concepto se ha analizado para la geometría y características del reactor CAREM-25, pero su extrapolación a otras centrales nucleares es obvia. En el caso particular del CAREM-25, el concepto resulta aún más favorable, por cuanto la relación geométrica de área a volumen del recipiente de presión es muy alta, lo que lo hace particularmente apto para ser refrigerado (en el mediano plazo) desde el exterior (exvessel cooling). Por lo tanto, la estrategia a seguir será la de combinar las ventajas de la refrigeración externa (proveyendo la fuente fría final) con la limitación de la temperatura máxima de la mezcla de corium mediante el uso del escudo de zinc.

Además de las ventajas en la prevención, totalmente pasiva, de la falla del recipiente de presión, el catcher metálico cumple funciones de prevención de re-criticidad, y de prevención de ocurrencia de explosiones de vapor, que podrían causar la falla violenta del recipiente de presión y aún de la contención (conocido como modo alfa en los análisis de riesgos).

   Esto se debe a que el material del catcher es mal moderador, y dada su ventajosa relación de masa con el corium, previene toda posibilidad de re-criticidad. En cuanto al modo alfa, su prevención se debe a que para que se den las condiciones de una explosión de vapor, debe formarse primero una cantidad sustancial de mezcla de partículas de corium con agua (conocida como etapa de premixing), y este hecho es imposible en la geometría propuesta, por el simple hecho de no haber espacio suficiente para que se acumule agua.

PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO

En caso de ocurrencia de un accidente con fusión de núcleo, el comportamiento esperado es  tal que los materiales del núcleo relocalizarán fundidos o sólidos a muy alta temperatura, interactuando al comienzo con la parte estructurada superior (zinc debris) del catcher, luego fundiéndolo progresivamente, al igual que al casquete (zinc shield), en un transitorio que favorecerá el mezclado entre las distintas fases.

Dicho mezclado es importante pues si no se produjese, podría ocurrir una situación en la cual los distintos materiales se segregaran por diferencias de densidad, con la formación de una zona inferior más rica en dióxido de uranio, que es el material generador de potencia de decaimiento. Dicha situación estratificada es desfavorable desde el punto de vista de su refrigerabilidad, aunque para el caso de la pequeña potencia del reactor CAREM-25, aún en condiciones estratificadas está garantizada la estabilidad del recipiente.

Durante la etapa de fusión y ebullición, hay una sustancial absorción de energía por el propio zinc del catcher, debida a la entalpía de fusión, capacidad calorífica en fase líquida, y finalmente entalpía de evaporación. El zinc, mientras permanezca en ebullición y adecuadamente mezclado, limitará la temperatura de la mezcla a su temperatura de ebullición.

El zinc evaporado es esperable que condense en las estructuras superiores (frías) del reactor y sobre sus paredes, y retorne a la mezcla en ebullición. Para ello es necesario refrigerar el exterior del recipiente de presión de modo de proveer dicha fuente fría en el mediano plazo.

Para el caso del reactor CAREM la capacidad de absorción de energía del zinc por sus cambios de fase es tal que permite dilatar por varias horas la necesidad de refrigeración externa al recipiente de presión, aún en el caso de una relocalización completa de núcleo fundido.

En toda la fenomenología analizada existen grandes incertidumbres, debidas sobre todo a la secuencia temporal de eventos durante el accidente, que determinan el estado de daño del núcleo, la potencia de decaimiento presente al momento de relocalizar, y las pérdidas de energía por radiación y convección, hacia otras estructuras, hacia el agua remanente, etc. De todos modos, aún con hipótesis conservativas, el concepto es particularmente apto para el CAREM-25.

ESCENARIOS FINALES

A partir del diseño conceptual del core catcher se han concebido escenarios “finales”, es decir, en qué estado quedaría la mezcla de núcleo fundido y catcher luego de la interaccióntransitoria. Estos escenarios se pueden representar por los dos casos extremos, en el primero de los cuales hay un mezclado eficiente (escenario optimista, Figura 2) y en el segundo de los cuales hay una estratificación completa por diferencia de densidades (escenario pesimista, Figura 3).


Figura 2. Escenario final optimista (restos de núcleo en rojo*), con buen mezclado.

En ambas figuras los restos de núcleo, o corium, están en rojo. Se observa que el escenario optimista permite una mejor refrigeración de los restos del corium, y esto es relevante no sólo en cuanto a la integridad del recipiente de presión, sino también en cuanto a la liberación de productos de fisión, que obedece a un proceso de difusión dentro de la matriz de dióxido de uranio, y por lo tanto aumenta considerablemente con la temperatura. PERSPECTIVAS

El interés inherente del concepto presentado radica en que, si se valida un concepto de este tipo, se podrá dotar a los reactores nucleares de futura generación de un dispositivo totalmente pasivo para mitigar accidentes con fusión de núcleo. Desde el punto de vista del riesgo, implica una enorme ventaja en cuanto que un reactor nuclear podría sufrir un accidente severo, sin que ello implique liberaciones significativas de elementos radiactivos, y por consiguiente, dosis significativas en el público.


Figura 3. Escenario final pesimista (restos de núcleo en rojo*),
con estratificación por densidad

El presente trabajo es objeto de una propuesta en conjunto con varias instituciones europeas dentro del llamado al Quinto Programa Marco de EURATOM, donde se postulan varias tareas analíticas y experimentales que permitan validar el concepto.

Asimismo, se contemplan una serie de tareas para estudiar y experimentar, a escala de laboratorio, las propiedades del zinc y sus interacciones a altas temperaturas con materiales prototípicos del núcleo, así como ensayos relativos a la operación normal del reactor con el escudo de zinc colocado (química del agua, aspectos radiológicos y compatibilidad de materiales).