El corium es un mineral metálico de magma compuesto por elementos fusionados del corazón de un reactor nuclear , luego puede absorber minerales a medida que viaja.
El término "corium" es un neologismo formado por núcleo (en inglés, para el corazón de un reactor nuclear), seguido del sufijo -ium presente en el nombre de muchos elementos de la tabla periódica de los elementos : litio , calcio , uranio. , plutonio , helio , estroncio , etc.
Inicialmente compuesto por combustible nuclear (principalmente óxido de uranio enriquecido), elementos del conjunto combustible y diversos equipos centrales (barras de control, instrumentación) o la pared de la vasija del reactor con la que entra en contacto, se forma a muy alta temperatura ( alrededor de 3000 ° C , el punto de fusión del óxido de uranio) cuando el núcleo ya no se enfría, como en accidentes nucleares como los de Three Mile Island , Chernobyl o Fukushima .
El corium emite un importante poder térmico residual, es decir que a diferencia de la lava de un volcán que acaba enfriándose al contacto con el aire, el corium sigue emitiendo calor durante años, el cual va disminuyendo paulatinamente por la descomposición de los productos de fisión posteriores. cerrar.
Altamente tóxico, radiactivo , extremadamente denso y extremadamente caliente, si no se refrigera y si se deja concentrado, puede derretir la mayoría de los materiales y perforar cualquier cosa debajo de él.
En los últimos años, para controlar posibles accidentes con la formación de corium que perfora la vasija de un reactor después de la fusión del núcleo, se ha planificado equipar nuevas centrales eléctricas o centrales nucleares existentes con dispositivos de recuperación y enfriamiento de corium .
La formación de corium es consecuencia de un fallo en el enfriamiento del núcleo de un reactor nuclear que provoca el sobrecalentamiento de todos los elementos que lo constituyen.
De hecho, después de detener la reacción en cadena , ya no hay calor debido a la fisión sino a la radiactividad (efecto térmico de la desintegración natural de los diversos productos de fisión).
Esta denominada potencia residual depende principalmente del historial energético del reactor anterior al accidente, pero también de la naturaleza y enriquecimiento del combustible , el agotamiento del combustible ( progreso del ciclo ) y el posible período de desactivación.
La potencia residual, si no es evacuada por los circuitos de refrigeración, eleva la temperatura del combustible. Más allá de un cierto umbral ( aproximadamente 1200 ° C ), se produce una reacción de oxidación en el revestimiento de Zircaloy de las barras de combustible. Esta reacción es muy exotérmica (aumento de temperatura de 1 a 10 K / s ) lo que provoca la fusión del conjunto combustible. El siguiente paso es la rotura de las vainas de montaje y por tanto la liberación de gases de fisión que contaminan el núcleo y el circuito primario (es una rotura de la primera barrera protectora). Si el aumento de temperatura continúa, los elementos combustibles se derriten y se hunden hasta el fondo del recipiente.
El combustible fundido, mezclado con el circonio parcialmente oxidado y parte de las partes internas inferiores del recipiente, se acumula en el fondo del recipiente del reactor.
Si se trata de un reactor de baja potencia (hasta 600 MWe ), el recipiente se puede enfriar inundando el eje del recipiente para evitar que se rompa.
Para los reactores de 1.300 a 1.600 MWe , el bajo nivel de corium que se esparce en el fondo de la vasija hace que el enfriamiento por inundación del pozo del reactor sea insuficiente para evitar la perforación de la vasija del reactor . Además, crea un riesgo de explosión de vapor en caso de rotura del recipiente. La inundación de la fosa del reactor no es un dispositivo de seguridad nuclear estándar y cae dentro de los procedimientos "definitivos" para limitar los impactos de un desastre nuclear. Se da prioridad al restablecimiento de la refrigeración del núcleo, mediante la inyección de agua en el circuito primario (inyección de seguridad) que es mucho más eficiente que inundar la fosa del reactor.
Si el corium en el fondo del recipiente no se enfría lo suficiente, continúa aumentando de temperatura hasta que alcanza el punto de fusión del recipiente, lo perfora y se esparce en el edificio del reactor (esto es una ruptura de la segunda barrera protectora). El recinto de confinamiento a continuación, sólo desempeña el papel de 3 rd barrera, los dispositivos de salvaguardia (aspersión, último dispositivo U5) hacen que sea posible para evitar que se rompa.
Según la CEA y el IRSN , cuando el corium ataca el piso de hormigón (y / u otros materiales más arriba si ha sido expulsado de forma explosiva), "se libera una gran cantidad de gas no condensable provocando un aumento progresivo de la presión de contención". . Para evitar la rotura del cerramiento que podría resultar del mismo, se ha instalado un dispositivo de ventilación-filtración (dispositivo U5) en los reactores de agua a presión y se puede implementar 24 horas después del inicio del accidente, en caso de avería. del sistema de rociadores del cerramiento ” .
Un escenario de desastre apodado " síndrome chino " considera el caso en el que el corium perfora o detona bajo presión el edificio del reactor y luego se hunde en el suelo, rompiendo la tercera y última barrera protectora y extendiéndose al entorno natural.
Con el aumento de la potencia del reactor, se están desarrollando dispositivos de recuperación y esparcimiento de corium para asegurar su enfriamiento en caso de perforación de la vasija: recuperadores de corium .
En el reactor presurizado europeo (EPR), el reactor ATMEA1 y el reactor ruso WWER -1200 (AES-2006), se diseñó un dispositivo particular (la "ceniza" o captador de núcleos ) compuesto por elementos refractarios en cerámica para contener y luego enfriar el corium, si perforara la vasija del reactor, para evitar que se hundiera en el suelo.
En cuanto al proyecto estadounidense AP1000 , según sus diseñadores, se prevé mantener el corium dentro del recipiente y enfriarlo desde el exterior.
Estos son principalmente los de los siguientes accidentes históricos:
Un incidente con las principales bombas de suministro de agua del circuito secundario de la central nuclear de Three Mile Island en28 de marzo de 1979condujo, tras numerosos fallos y errores, a la formación de una burbuja de vapor en la parte superior del núcleo del reactor eléctrico de 900 MW (2722 MW térmico) que se puso en servicio comercial tres meses antes. Como esta burbuja privó a la parte superior de los elementos combustibles del enfriamiento durante varias horas, aproximadamente el 45% del núcleo se fundió y formó un corion que se hundió hasta el fondo del recipiente. Según IRSN, el combustible había comenzado a derretirse menos de 3 horas después del inicio del accidente. El recipiente no fue perforado y el edificio del reactor desempeñó su papel de barrera de contención definitiva. La única contaminación externa que se deplora ocurrió como resultado de errores de manejo en efluentes líquidos.
La producción de Corium tuvo lugar durante el desastre de Chernobyl en Ucrania el26 de abril de 1986en un reactor RBMK de 1000 MWe (3200 MWth ). La losa de hormigón que soporta el reactor amenaza con ser perforada por el corion formado como consecuencia del accidente. El profesor Vassili Nesterenko había diagnosticado que si el corazón fundido alcanzaba una lámina de agua acumulada por la intervención de los bomberos, era probable que ocurriera una explosión de vapor y diseminara elementos radiactivos a una distancia muy grande. Un nuevo equipo de empleados de la planta está capacitado para eliminar esta agua abriendo las válvulas de drenaje de la piscina de supresión ubicadas debajo del piso de la cavidad del reactor.
Unos 400 mineros de los alrededores de Moscú y la cuenca de carbón de Donbass cavaron una galería de 150 m de largo debajo del reactor para enfriar el núcleo. Esta galería, que inicialmente se suponía que albergaría un sistema de enfriamiento de nitrógeno líquido, finalmente se llenó de concreto para aislar el corium del ambiente exterior.
Durante las inspecciones realizadas en los diez años siguientes, se encontraron 1.370 toneladas (± 300 toneladas) de corium en las distintas salas del edificio del reactor perforadas en tres niveles. Borovoi & Sich y Pazukhin (1997) estimaron que este corium había progresado perforando gruesos muros y pisos de concreto hasta el sótano en unos pocos días (cuatro según Borovoi y nueve según Pazukhin).
La arena se derrama sobre el núcleo durante el accidente, la presencia de serpentinita y una cantidad significativa de productos de descomposición del concreto se mezclaron con el corium (su masa contenía solo alrededor del 10% de uranio), reduciendo su densidad de potencia. Esta disminución de potencia más su dispersión interrumpieron su progresión dentro del edificio del reactor antes de hundirse hacia el nivel freático.
En marzo 2011, durante los accidentes que afectaron a cuatro de los seis reactores de la central nuclear de Fukushima Daiichi , tras el tsunami y el terremoto del 11 de marzo de 2011 (magnitud 9) que devastó el noreste de la isla de Honshū , los núcleos de 3 de los 6 reactores de la planta comenzaron a derretirse como resultado de la pérdida de su enfriamiento.
La 12 de mayo de 2011, el operador Tepco admitió que las barras de combustible del reactor 1 se habían derretido solo cinco horas y media después del tsunami. Pero según los inspectores del OIEA , los cálculos indican que el corazón del reactor n o 1 se habría derretido tres horas después del terremoto y luego habría perforado el tanque dos horas después. El corazón n o 2 ha comenzado a derretirse 77 horas después del terremoto al perforar el tanque nuevamente tres horas después. Finalmente el corazón n o 3 se ha derretido 40 horas después del terremoto y atravesó su tanque después de 79 horas más.
Estos dos factores varían según el tipo de reactor, el contenido inicial de combustible ( uranio enriquecido , MOx, etc.) y la edad del combustible en el momento del accidente; en el siguiente ejemplo, el corium contenía solo alrededor del 10% (en masa) de uranio.
Gran parte del trabajo se ha centrado en el comportamiento del hormigón a alta temperatura, otros materiales del reactor, y especialmente en las propiedades termofísicas de los coriums e individualmente de los materiales que los componen (incluido el circonio y el dióxido de uranio y diversas aleaciones que contienen uranio (por ejemplo, U-Fe y U-Ga)).
Estos estudios se enfocaron en muchos factores: viscosidad y reología de metales fundidos (y durante la solidificación, densidad, emisividad, conductividades térmicas, temperatura inicial, radiactividad, capacidad erosiva, vaporización, capas límite térmicas, fisicoquímicas y reológicas, transferencias de calorías de líquidos a sólidos, etc. ).
Para producir o calibrar modelos suficientemente creíbles, se estudió el comportamiento reológico de los basaltos (diferentes composiciones de basalto y mezcla de basalto que contienen hasta 18% m de UO 2 ), así como de mezclas de diferentes composiciones (principalmente UO 2 , ZrO 2 , FexOy y Fe para los escenarios dentro de la celda, más SiO 2 y CaO para los escenarios fuera de la celda ).
Varios autores han demostrado que la viscosidad de los coriums no puede describirse mediante modelos convencionales, por ejemplo, suspensiones de esferas no interactivas; Se ha propuesto una ley de tipo Arrhenius , con un factor de multiplicación tal que n = exp (2.5Cφ), siendo C entre 4 y 8. C es mayor en el caso de bajas velocidades de cizallamiento y enfriamiento.
Las muestras empapadas se sometieron a análisis estructurales que mostraron que este factor depende de la morfología de la partícula. Finalmente, este tipo de ley reológica con un factor C de 6.1, permitió recalcular satisfactoriamente una prueba de propagación de corium a 2100 K en un plano horizontal.
Se trata de comprender y modelar para anticipar o controlar mejor el comportamiento del corion durante su formación, su vertido, su esparcimiento y su enfriamiento. También es necesario comprender la compleja cinética química del corion durante su evolución.
Esta necesidad se deriva en particular de la demostración de que un accidente nuclear grave con ruptura de la contención primaria era más probable de lo que se había calculado inicialmente.
Estos estudios se llevan a cabo generalmente bajo los auspicios del OIEA y en Europa, con el apoyo de la Comisión Europea a través de, por ejemplo:
Se han desarrollado códigos de cálculo y software específico (por ejemplo, software CEA CRUST para modelar el comportamiento mecánico de la corteza que se forma en la superficie de un corion y que interfiere con su desplazamiento, el enfriamiento del flujo (cf. la corteza aislante que ralentiza la liberación) de calor latente) de corium fundido y su radiación) (Gatt et al., 1995)
Para evitar exponerse a los riesgos y peligros de un corium real, los físicos nucleares utilizan en su investigación un corium falso (llamado “corium prototípico”), un sustituto cuyas características se supone que son bastante cercanas al real.
Es con este "corium prototípico", calentado a una temperatura muy alta, que se llevan a cabo las pruebas que sus promotores consideran más creíbles para probar varios escenarios de accidentes importantes (todos relacionados con la fusión del núcleo de un reactor), especialmente en Francia. por el Centro CEA de Cadarache , en colaboración con EDF , IRSN , AREVA , CERDAN , el laboratorio PROMES-CNRS , numerosos investigadores, en asociación con el grupo “Altas Temperaturas” de la Empresa Térmica Francesa.
Este "corium prototípico" tiene una densidad y propiedades reológicas cercanas a las del corium real, y propiedades físicas en gran medida comparables. Sin embargo, se diferencia termodinámicamente de él (no es una fuente de calor autocatalítica, es decir autosostenible por radiactividad) y tiene una composición isotópica diferente ya que está compuesto por uranio empobrecido o por uranio natural en sustitución del uranio enriquecido . Algunos productos de fisión, cuando están presentes, presentan una composición isotópica natural ...) que lo hacen mucho menos peligroso que un corium real.